リードスクリューサンプルの分析と自然発火性試験

　Quick Look調査[1]の一環として、上部プレナム内の構造物の外観を観察した。その結果、上部プレナム構造物や、制御棒駆動機構のリードスクリューや案内管・支持管の表面に広範囲に最大で数10μm厚さの付着物（付着デブリ）が存在していた（一部は固く固着）。一方で、TMI-2のデブリ取り出し基本計画[2]では、空気中で、上部ヘッドと上部プレナム構造物を取り外して貯蔵プールに移送し、その後に、圧力容器の上部に円環状の構造物（IIF: Internals Indexing Fixture）を取り付け、その内部を冷却水で満たしてデブリ取り出し作業の作業スペースとすること、また、IIFの上に回転式の作業台を設け、そこからデブリ取り出し用の各種ツールを圧力容器内に挿入すること、と計画されていた。PEISレポート[3]で指摘されたように、炉心物質の一部は、事故時に自然発火性の物質を形成する可能性があり、上部ヘッドや上部プレナム構造物の取り外しの前に、付着物の自然発火可能性について安全検討が必要とされた。そこで、制御棒駆動用のリードスクリューとその支持管を一部切り出し、その付着物について詳細な分析が実施された[4-7]。また、サンプルの一部を分離し、自然発火性に関する基礎試験が行われた[8]。

参考：Quick Look計画の概要

参考：内部調査、デブリ取り出しの概要

リードスクリューサンプルの分析

記載予定

リードスクリュー支持管の分析

　炉心中央のH8集合体用にとりつけられていた制御棒駆動機構のリードスクリュー支持管の一部（約9cm長さ）を切り出し（図６）、バッテル研究所において付着物の分析が行われた[7]。その分析結果は、リードスクリューの分析結果（上述）とおよそ整合していた。付着物ははがれやすいルース付着物（LAD: Loosely Adherent Deposit）とその下の固着した付着物（AD: Tightly Adherent Deposit）に分類された。LAD中には金属粒状の粒子が含まれていた。付着物は、Fe,Ni,Crが主成分で、わずかにU,Zr,Snなどの炉心構成物質由来の成分と、Cs-134,Cs-137,Co-60,Sb-125,Ce-144,Sr-90などの核分裂生成物が含まれていた。金属粒状の物質はAg-In-Cdが主成分であった。これは、溶融・蒸発・凝縮プロセスで輸送されたと推定された。支持管母材の微細組織観察では、結晶粒界に炭化物相の析出を観測し、事故時に510~732℃を経験したと推定された。

　分析項目としては、約9cm長のサンプル全体について、目視観察、写真撮影、軸方向γ線プロファイル、がそれぞれ実施された後に、サンプルが７個に輪切りされ、付着物の元素分析と微細組織分析、酸洗浄による除染係数評価、放射化学分析、母材の微細組織分析、が、それぞれ行われた。

参考：TMI-2サンプル分析で用いられた分析技術（リンク先）

目視観察・写真撮影・線量測定

　図７に、分析サンプルの全体像を示す[7]。サンプル表面全体に黒色の付着物が薄く分布していた。一部に黄色/オレンジ色の付着物が見られた。炉心に近いサンプル下端には１mmサイズの金属粒状の物質が付着していた。βγ線量計の計測値は、接触で35R/hr、1m距離で70mR/hrであった。γ線分光では、主にCs-134とCs-137が検出された。また、微量のCo-60,Sb-125,Ce-144が検出された。

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  図６　リードスクリュー支持管の切り出し位置 [7]

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  図７　切り出したリードスクリュー支持管の外観 [7]

除染係数の評価

　５つの異なった溶液を調製し、輪切りにしたリードスクリュー支持管サンプル７個のうち５個について、浸漬試験が行われた。浸漬前後での線量変化から除染係数が評価された。

• 浸出溶液１：イオン交換水
• 浸出溶液２：ホウ酸水（2500ppm-B）、pH:7.5（水酸化ナトリウムと界面活性剤で調製）
• 浸出溶液３：5wt%炭酸ナトリウム + 1wt%過酸化水素
• 浸出溶液４（２段階処理）：Aステップでは、10%水酸化ナトリウム+3%硝酸カリウム溶液。Bステップでは、25g/Lシュウ酸と50g/Lクエン酸アンモニウムの溶液
• 浸出溶液５：10wt%硝酸 ; 0.1Mフッ酸

　図８に、浸出溶液中のCs線量の時間変化を示す[7]。浸出溶液１，２，３では、Csはほとんど溶出しなかった。浸出溶液４では、Aステップで水酸化ナトリウム+硝酸カリウム溶液中に３時間浸漬し、Bステップでシュウ酸+クエン酸アンモニウム溶液に浸漬させた。Aステップのデータの傾向から、もう少し浸漬時間をのばせば浸出量が増えたと推測される。Bステップでは、最初溶解度が増加するが、途中でサチる傾向が見える。浸出溶液４については、Aステップ単独試験、Bステップ単独試験、A/Bステップで浸漬時間を増やした試験が追加で実施されている。A、Bステップの単独試験では、いずれも溶出量がサチってくるが、２段階試験として行うことで、Csの約90%が除染された。浸出溶液５では、母材も一部溶融することで、25分以内に、Csのほぼ全量が溶出された。Csの溶出量をCsの残留量で割り、除染係数を評価すると、溶液１，２，３では約１，溶液４（２ステップ）では約8.8、溶液５では残留量は検出限界以下（除染係数∞）と評価された。

図８　リードスクリュー案内管付着物の除染試験 [7]

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付着物の回収と溶解処理

　付着物は、実機運転中に形成される表面酸化膜層の上に、およそLAD（ルース付着物）とAD（ハード付着物）として、層状に存在していた。この層状構造はリードスクリューサンプルでも観測された。LADは、輸送や取り扱い中に一部が剥がれ落ち、残りは、ステンレス製のブラシではぎ取った。ADはさらにかなやすりで削り取った。これらの操作により、リードスクリュー支持管の付着物を、OD-LAD（支持管外側のルース付着物）、ID-AD（同ハード付着物）、ID-LAD（支持管内側のルース付着物）、ID-AD（同ハード付着物）に４分割した。はぎ取ったサンプルは、硝酸+フッ酸にはほとんど溶解せず、ついで、炭酸ナトリウムによるアルカリ溶融を試みたが、これもうまくいかなかったので、溶融媒体をピロ硫酸カリウム（K₂S₂O₇）に変えてアルカリ溶融が行われた。

　溶解処理は以下の手順で行われた。数mgのLADやADを分取し、磁器坩堝中でK₂S₂O₇と混合、坩堝をバーナーの上でゆっくり加熱しK₂S₂O₇を溶融しSO₃メルトを作成させた。SO₃メルト形成後すぐにLADやADはその中に溶融した。冷却後の坩堝内に、2N-H₂SO₄（硫酸）を添加、メルトはただちに酸に溶融した。しかし、若干のコロイドが形成されたため、90℃でゆっくり再加熱しコロイドを溶融させた。最後に、2N硫酸で所定量にメスアップし分析溶液とした。

参考：TMI-2サンプル分析で用いられた分析技術（リンク先）

化学分析

　化学分析としては、ICP-AES、XRD、ESCA(Electron Spectroscopy for Chemical Analysis), SIMS(Secondary Ion Mass Spectroscopy)が用いられた。多くの炉心物質由来の元素を検出した。このうち、LAD中に検出された金属粒子はAg-In-Cdが金属の液体か気体で輸送され、構造物表面に付着し酸化されたものと推定された。微量のCs,I,Uも検出された。

(1) ICP-AES分析

　B,Na,Mg,Al,Si,Ca,Ti,V,Cr,Mn,Fe,Co,Ni,Cu,Zn,Zr,Mo,Ag,Cd,In,Sn,Pb,Uを測定対象元素とした。Csは原子吸光分析で測定した(ICP-AESより高感度と予想)が、うまく測定できなかった。Uは、原因不明だが。何らかの干渉により同定できなかった。表１に、分析結果を示す。高濃度でFeとNiを検出したのは、リードスクリュー支持管の母材を削り出したためである。

(2) XRD分析

　ADサンプルでは、母材であるインコネル由来と考えられるTaeniteとMagnetite（Fe₃O₄）を検出した。LADサンプル中にわずかにAgを検出した。

(3) ESCA分析

　ESCAでは、得られる測定ピークのシフトにより、元素の結合状態に関する情報が得られる。ADについて、Cd-TeとAg-Inを検出した。LADについて、Ag-In-Cd、Bを検出した。これらの化学形態は、BO,InO,CdO,AgOと推定された。主成分としてFe,Ni,Crが検出され、Feの化学形態はFe₃O₄と同定された。Ni,CrはおそらくNiOとCr₂O₃だが十分に検出できなかった。

(4) SIMS分析

　SIMSは軽元素の分析に適しているが、本分析では有用な情報は得られなかった。

(5) 比放射能測定

　Cs-137とCs-134の比放射能測定が行われた。Cs-137/cs-134の比は、およそ21.7から23.9の範囲で一定していた。LADに比べ、ADの方がCs線量が大きかった。

(6) Sr-90分析

　Sr-90分析では常に非放射性のSrを添加して、以下の分析作業中のSrのふるまいをトレースした。LAD中に微量のSr-90を検出した。

表１　リードスクリュー支持管表面付着物のICP-AES分析の結果（サンプル中での検出濃度:　%）

元素	ID-LAD	OD-LAD	ID-AD	OD-AD
B	<0.1	<0.08	<0.04	<0.02
Na	3.1	0.79	0.60	0.72
Mg	<0.5	<0.5	<0.2	<0.1
Al	<0.5	<0.5	<0.2	<0.1
Si	0.47	<0.2	0.73	2.8
Ca	<0.2	<0.2	<0.07	0.1
Ti	<0.05	<0.05	<0.01	<0.01
V	<0.1	<0.1	<0.02	<0.02
Cr	7.1	5.6	19	9.1
Mn	0.8	0.5	1.4	0.6
Fe	41	22	60	23
Co	<0.05	<0.05	<0.02	<0.01
Ni	4.3	3.3	11	5.4
Cu	<0.1	<0.1	<0.04	<0.02
Zn	<0.1	<0.1	<0.04	<0.02
Zr	~0.6	~0.4	<0.2	<0.09
Mo	<0.1	<0.1	0.38	<0.09
Ag	4.0	32	<0.3	1.1
Cd	0.4	0.5	<0.3	<0.2
In	1.1	4.3	~0.3	<0.2
Sn	0.57	2.8	<0.2	0.23
Cs	-	-	-	-
Pb	<0.5	<0.5	<0.2	<0.1
U	-	-	-	-
合計	60.3	71.4	92.8	42.4

微細組織分析

(1) 金相

　試料の一部をエポキシ樹脂に埋めて、SiC研磨剤+研磨紙、あるいはダイアモンドペーストで研磨された。水への溶出を防ぐため研磨媒体にはケロシンが、研磨後の洗浄にはヘキサン(Hexane)がそれぞれ使用された。LST切断サンプルの下端に粒子状物質が付着しているのが検出された（図９）[7]。粒子状付着物は、案内管外表面でもわずかに検出された。構造材表面に、LADとADが層状に付着している様子が確認された。図10に、支持管内側と外側の付着物（金相）を比較してしめす。外側にのみ、粒子状物質が付着していることがわかる[7]。

(2) SEM/EDX

　図11に、支持管外表面の付着物のSEM像（モザイク像）を示す。付着物中に、様々な元素の凝集が観測された。代表的な検出部位を図11中に示す。EDXでは、Csは同定されなかった。付着物中にいくつかのU粒子が確認された。LAD中に見られる比較的大きな粒子の主成分はAg-In-Cdだったが、炉心に装荷された中性子吸収材の組成とは異なっており、また、一定値ではなかった。付着物の主成分はFe,Crであった。TDの厚さは、支持管の外表面でおよそ15-40μm、内表面でおよそ13-30μｍ、LADの厚さは、外表面で4-35μm、内表面では均質ではないがおよそ20μmであった。図12に、付着物の表面のSEM像を示す。付着物表面がポーラスなのが確認できる。ところどころにAgリッチの粒子が検出された。

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  図９　リードスクリュー支持管底部で検出された粒子状付着物 [7]

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  図10　リードスクリュー支持管の内面/外面での付着デブリの差 [7]

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  図11　リードスクリュー表面付着物のSEMモザイク像 [7]

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  図12　リードスクリュー支持管のルース付着物表面のSEM像 [7]

事故時の温度履歴の推定

　切り出した支持管の母材サンプルについて、事故時に経験した温度履歴を調べるために、微細組織分析を行った。

ここから、、、

参考文献

[1] Quick look inspection: Report on the insertion of a camera into the TMI-2 reactor vessel through a leadscrew opening, GEND-030, vol.1, 1983.

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

[3] PEIS-Decontamination and Disposal of Radioactive Wastes Resulting from TMI-2, NUREG-0683, Vol. 1, 1981.

[4] G.M. Bain and G.O. Hayner, Initial Examination of the Surface Layer of a 9-inch Leadscrew Section Removed from TMI-2, Final Report, EPRI RP2056-2, Task 1, 1983.

[5] K. Vinjamuri, D.W. Akers, R.R. Hobbins, PRELIMINARY REPORT: EXAMINATION OF H8 AND B8 LEADSCREWS FROM THREE MILE ISLAND UNIT 2 (TMI-2), EGG-TMI-6685,1985.

[6] K. Vinjamuri, D.W. Akers, R.R. Hobbins, EXAMINATION OF H8 AND B8 LEADSCREWS FROM THREE MILE ISLAND UNIT 2 (TMI-2), GEND-INF-052,1985.

[7] M.P. Failey, V. Pasupathi, M.P. Landow, M.J. Stenhouse, J. Ogden, R.S. Denning, Examination of the Leadscrew Support Tube from Three Mile Island Reactor Unit 2, GEND-INF-067, 1986.

[8] R.L. Clark, R.P. Allen, M.W. McCoy, TMI-2 Leadscrew Debris Pyrophoricity Study, GEND-INF-044, 1984.