TMI-2事故炉の状態まとめ

　参考文献[1]のAppendix-Bに、TMI-2の圧力容器内のデブリ堆積状態と分布について、内部調査とデブリ取り出し過程で得られた知見に基づいてまとめられている（図１）。

燃料デブリの重量推定

　事故前の炉心インベントリーは、UO₂が約94トン、燃料被覆管/制御棒/可燃性毒物棒/軸方向出力調整棒、およびその他の燃料集合体部材などが併せて約35トンであった。事故の過程で、燃料被覆管や構造材が酸化して重量増加したこと、また、炉心上部の構造物が一部溶融してデブリとして存在したこと、等により、デブリ総重量は133トンと推定された。また、各種の内部調査とデブリ取り出し過程での観測結果から、炉心物質の約50%が事故過程でいったん溶融して凝固したと推定されている。デブリ取り出し公邸により、堆積していたデブリの>99%が回収された。

参考：事故前の炉心について

事故時の温度推定

　炉心中央に堆積した溶融凝固層については、破砕して堆積していたUO₂ペレットに溶融した痕跡が見られたことから、事故時のピーク温度は>3120K（UO₂融点）と推定されている。また、炉心上部の構造物には、若干の付着物が観測されたものの、溶融の痕跡は観測されなかった。一方で、上部格子には燃料集合体の上部が一部残留し、溶融・固着していた。これらのことから、上部格子より上の構造物内では、事故時に大きな温度勾配が発生していたと推定された。上部格子近傍では、炉心上部構造材の溶融状態の痕跡から、ピーク温度1244Kと推定された。ホットレグノズルの高さ位置では723Kと推定された。

参考：事故進展シナリオ

事故時の燃料デブリふるまいの概要

　冷却水水位の低下にともなって炉心上部が露出し、炉心温度の上昇と燃料被覆管の酸化が進んだ。さらに、温度上昇にともなって制御材（Ag－In-Cd）の溶融や、SS材、Inconel材とZry材との界面での共晶溶融が発生し、形成された金属メルトが炉心下方に溶落し、冷却水水位の近傍でいったん凝固したと考えられている。これが下部クラスト層形成の起点となったと推定されている。ついで、冷却水の再投入をきっかけにして、炉心上部で昇温され酸化が進んでいた燃料棒が崩落したことで、炉心上部に空洞が形成され、炉心中央部に破損・崩落した炉心物質によるデブリベッドが形成された。崩落直前までは、燃料被覆管のZryが水蒸気酸化することで発生する酸化熱で炉心・燃料温度は急上昇したが、崩落してデブリベッド形成されるとZryの表面積が急に減少し、デブリ温度はいったん低下した。

　崩落した炉心物質が炉心下部を閉塞したことより、デブリベッド内には水蒸気が侵入しにくくなって崩壊熱が除去されにくくなり、デブリベッド内で再昇温・再溶融が発生した。形成された溶融デブリプールは次第に拡大し、一方で、冷却水水位が次第に回復したため、炉心中央部が冷却水内に水没した。これらにより、炉心中央の溶融デブリプールと周囲のデブリベッドとの間に大きな温度勾配が発生し、その結果として、溶融プールの周辺にクラスト層が形成された。さらに冷却水水位が回復し、上部に堆積していたデブリベッド内にも冷却水が侵入したことで溶融プールが加圧され、クラスト層の上部（炉心東側）が破損し、溶融デブリが短時間で流出したと推定されている。

　流出した溶融デブリ（約30トンと推定）は、炉心外周を囲っていたバッフル板に到達してこれを破損し、バッフル板の外側にあるコアフォーマー領域を通過して、炉心下部プレナムに移行した（下部プレナムへの移行量は約19トンと推定）。下部プレナムには、冷却水が残留していたため、デブリは冷却されて固化し堆積した。他方、炉心中央部では、溶融デブリの相当量が下部プレナムに移行したことで、より冷却されやすい状態となった（崩壊熱源の減少、冷却されやすいデブリ形状）。これらにより、燃料デブリ温度が低下し、事故は収束に向かったとされている。

参考：事故シナリオ

事故後の炉内状態

炉心上部構造物

　炉心上部では、上部格子近傍とそれ以上の構造物で、破損・残留状態が異なっていた。上部格子には、破損した燃料集合体の上部が一部で固着し、局所的に破損状態がかなり異なっていた。ある燃料集合体の上部では、上部端栓などの構造材が高温に曝され溶融・酸化の痕跡が観測されていたが、その近くの上部格子にはほとんど損傷が観測されなかった。別の部位では、いったん溶融した上部格子が酸化し泡状の残留物が形成されていたが、隣接した上部格子には酸化の痕跡は見られなかった。これらのことから、炉心上部構造物は、事故時に局所的に異なった雰囲気に曝されており、その一部は水蒸気枯渇ガスであったと考えられている。一方で、上部格子より上にある構造物へのデブリ付着はほとんど観測されなかった。

炉心領域

　炉心領域には、いくつかの層状の構造が観測された。炉心上部には、上部空洞（空洞深さ：約1.5m、空洞容積：約9.3m³）が形成され、本来装荷されていた177体の燃料集合体のうち44体が一部燃料棒の全長を維持して炉心周辺に残留していた。そのうち2体のみが>90%の全長を維持した燃料棒を保持していた。上部空洞の下には、粒子状デブリや破損した燃料棒や構造材で形成される上部ルースデブリベッド（堆積深さ：約0.6-1m、重量：約26トン）が堆積していた。ルースデブリベッド下には、溶融凝固層（範囲：約3m径、堆積深さ：炉心中央で約1.5m、炉心周辺で約0.25m、重量：約33トン）が堆積し、その周囲を数cm-10数cm厚の上下クラスト層が囲んでいた。上部クラストは溶融凝固層とほぼ類似する成分と相状態だったが、金属成分がやや多く、周辺部などに燃料ペレットが残留していた。下部クラストは漏斗状に形成されており、上部で溶融した構造材やZryが冷却材フローチャンネルを通過して炉心下部に移行して堆積したと推定されている。下部クラスト層では、燃料ペレットがほとんど溶融せずに積層状態のまま残留していた。溶融凝固層は、溶融・凝固した炉心物質に由来する金属/酸化物デブリからなっていた。下部クラスト層の下には、切り株燃料集合体（残留長さ：約0.2-1m、重量：約45トン）が残留し、下部クラストを支える構造となっていた。炉心東側で、燃料集合体一体分が溶融凝固燃料に置き換わっていた。このことから、流出した溶融デブリは、炉心東側の周辺領域をバイパスして下部プレナムに移行したと推定された。

上部炉心構造物

　上部炉心構造物（UCSA: Upper Core Support Assembly）は、炉心周辺を垂直方向に囲むバッフル板、その外側のコアフォーマー領域に水平方向に配置されバッフル板にボルト締めされているコアフォーマープレート、さらにその外側の熱遮蔽板、圧力容器槽、で構成されている。バッフル板とコアフォーマープレートには、ぞれぞれ冷却水が通過する流路口が設けられている。炉心部の燃料デブリを取り出したところ、バッフル板のうち炉心東側-南東側の3枚に、約0.6m幅、約1.5m高さの大きな穴が開き、その背後のコアフォーマー領域に燃料デブリが侵入していたことが確認された。また、東側から南東側にかけてのバッフル板には最大70mmの歪みがあることが観測された。これらのことから、溶融プールから流出したデブリは、まずバッフル板を破って下部プレナムに移行し、さらに一部のデブリがその周辺の燃料集合体に流入したと推定されている。バッフル板を破った溶融デブリのうち一部は、コアフォーマープレートの流路口を通じて、炉心外周の下部炉心支持構造に向けて、炉心のほぼ全方向から流れ込んだと考えられている（主な経路は炉心南東側）。バッフル板の裏側では、全周にわたってルースデブリが残留（堆積深さ：炉心東側で約1.5m、南西側で数mm、重量：約4トン）していた。コアフォーマープレートの上には、0.5-4.0cmくらいの厚さでクラスト層が形成されていた。さらにその外側の、熱遮蔽板と容器槽の間には少量の微粒子状デブリが存在していた。

下部炉心構造物

　下部炉心構造物（LCSA: Lower Core Support Assembly）は、SS製の５層構造からなっている（それぞれの層の厚さ：2.5-33cm、8-15cm径の冷却水流路口が多く存在）。デブリの一部はLCSA上に堆積（約6トン）していた。何か所かで、流路口を通ってデブリが下部に移行し、閉塞していた（凝固デブリの柱が存在していた）。LCSAのデブリ流入は炉心東側からが主体であったが、炉心周辺部では、ほぼ全周にわたって流路口からのデブリ溶落・凝固（柱状の構造）がみられた。

下部ヘッド領域

　圧力容器下部ヘッド上には、約12トンのルースデブリと、その下に約7トンのハードデブリが堆積していた。堆積範囲は約4m径で堆積厚さは約0.75-1mであった。堆積物の外観はおおむね均質だが、堆積状態はシンメトリックではなく、炉心東側-南東側に多く堆積していた。下部プレナムルースデブリは、約1mm径の微粒子デブリから約20cm径の岩石状デブリで構成され、比較的大きな岩石状デブリは炉心周辺近くに堆積していた。炉心中央では、微粒子や砂利状のデブリが多く見られた。また、炉心周辺部で炉心中央に比べて高い位置までデブリが堆積していた。下部プレナムハードデブリは、ルースデブリの下で圧力容器に底部に固着して存在していた。ハードデブリは中央部で厚みがあり（約0.5m）、約1.7m径の範囲に広がっていた。炉心北側領域では、ハードデブリに崖状の構造（38cm高さ、1.25m幅）が見られた。

図１　TMI-2事故炉心内でのデブリ分布・堆積状態 [1]

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参考文献

[1] The Cleanup of Three Mile Island Unit 2, A Technical History: 1979 to 1990, EPRI NP-6931, 1990.