下部ヘッドサンプルの分析データ（VIPプロジェクト）

　TMI-2でのデブリ・燃料取り出し方法の開発や事故シナリオ解明、原子力安全向上のための知見取得は、GENDプログラムの枠組みで行われた（GPU社、EPRI、NRC、DOEを中心とした取り組む）[1]。GENDプログラム開始時点では、炉心部での燃料破損とデブリふるまいメカニズムの解明、および、FPふるまいにフォーカスされており、下部プレナムへのデブリ移行メカニズムの解明や下部ヘッドとデブリとの相互作用による圧力容器破損までのマージン解析は、研究開発項目に入っていなかった。TMI-2でのデブリ取り出しと内部調査の進展に伴い、事故過程で下部プレナムに約19トンの溶融デブリが移行していたこと、下部ヘッドを貫通していたノズルの一部が溶融・損傷していたこと、下部ヘッド内面のSSライナーの一部にクラックが存在すること、などが明らかになった。下部プレナムデブリサンプルや下部ヘッドサンプルを詳細分析して、溶融デブリの移行メカニズムや圧力容器破損までのマージン解析を行うことは、デブリ取り出し方法の開発や圧力容器クリーアップ技術の開発の観点では、必要性が薄れていた。一方で、OECD/NEA/CSNIにおいても、TMI-2の事故評価プログラム（AEP: Accident Evaluation Program）が進められていた。そこで、米国NRCが主導し、OECD/NEA/CSNIの枠組みにおいて、VIP（Vessel Investigation Project）プロジェクトが立ち上げられた[1]。

　VIPプロジェクトには、ベルギー、フィンランド、フランス、ドイツ、イタリア、日本、スペイン、スウェーデン、スイス、英国、米国が参加した。VIPプロジェクトの枠組みの中で、以下のタスクが行われることとなった。

• Vesselサンプル、ノズルサンプル、案内管サンプルのサンプリング技術の開発
• Vesselサンプル、ノズルサンプル、案内管サンプルの採集、各機関への輸送と分析
• すでに採集されていた下部プレナムハードデブリサンプルの各機関への輸送と分析
• 圧力容器破損モード、破損マージンの解析
• 下部プレナムへのデブリ移行シナリオの検討

　このうち、サンプル採集と、下部プレナムハードデブリサンプルの分析、およびデブリ移行シナリオの検討については、別項目でまとめた[2]。ここでは、Vessel、ノズル、案内管サンプルの分析と、それに基づく圧力容器破損モードと破損マージンの解析結果についてまとめる[1,3,4]。

　また、VIPプロジェクトとは別のOECD/NEA/CSNIの枠組みにおいて、TMI-2デブリサンプルの詳細分析が行われている[5]。その結果についても、別項目でまとめた。

参考：VIP（Vessel Investigation Project）プロジェクト

参考：下部プレナムハードデブリサンプルの分析データ（VIPプロジェクト内）

参考：OECD/NEA/CSNIでのデブリ分析（VIPプロジェクト外）

サンプル採集

　サンプル採集技術の詳細は、参考：VIP（Vessel Investigation Project）プロジェクト、の項目にまとめた[1]。MPR社が主導して、装置開発が行われた。Vesselサンプル採集には、MDM（Metal Disintegration Machining）技術が採用された。これは、電導性の対象物に対し、グラファイト電極から斜めにアークを飛ばして、対象物を溶融させて切断する方式であった。ノズルと案内管サンプルの採集には、油圧モーター式のソーが使用された。

　サンプル採集は、VIPプロジェクト用に確保された30日間の工程の中で、効率的に行う必要があった。そこで、あらかじめ優先順位が定められ（デブリが最初に崩落した真下あたり、デブリ堆積厚さが最も厚い下あたり、デブリが広がった終端あたり）、デブリ取り出し後の画像データを確認しつつ、計画修正が行われることとなった。最終的に、15個のVesselサンプル（プリズム形状のボートサンプル）、14個のノズルサンプル、２個のインコアモニター案内管サンプルが採集された。このうち、案内管サンプルについては、すでにLCSA（下部炉心支持構造物）の解体・撤去工程により、圧力容器外の水タンクに貯蔵されていたため、これを切断した。

　Vesselサンプルは、152～178mm長さ x 64～89mm巾 x 64～76mm厚さであった。採集箇所は、D10,E6,E8,E11,F5,F10,G8,H4,H5,H8,K7,K13,L9,M8,M11であった。ANLにいったん輸送され、ANLが幹事機関となって各国・機関に輸送され、分析結果の取りまとめが行われた。

　ノズルサンプルは、当初サンプリングを計画していた、デブリ移行の先端付近のノズルがほぼ溶融していたため、別な部位からサンプリングされた。採集箇所は、D10,E7,E11,G5,H5,H8,H9,K11,K12,L6,L11,M9,M10,R7であった。

　案内管サンプルは、当初計画では、10本切断する予定であったが、原因不明の理由により、案内管が硬化しており、K5,K10の２本のみ回収された。

　ノズルと案内管サンプルは、デブリが付着していたことから、いったんINELに搬入され、その一部がANLに輸送されて分析が行われた。別の一部はCEAサクレーに輸送されて分析が行われた。

　図１に、これらのサンプルの採集位置を示す[1]。また、表１に、ノズルサンプルの切断と分析担当機関を示す[1]。

Vesselサンプルの分析結果

サンプル分割と分析方法

　圧力容器の下部ヘッド母材は、136mm厚さのA533B鋼からなっており、その表面に5mm厚さの308L-SS製のライナーが溶接されている。図２に、Vesselサンプルの採集例を示す[1]。MDM装置により、プリズム型のボートサンプルが回収された。ボートサンプルの一断面を切り出し、金相観察が行われた。また、サンプル母材から。引張試験やクリープ破断試験用のサンプル、あるいは、シャルピー試験用のサンプルが切り出された。

　サンプルの外観観察により、一部のサンプル（E6,G8,F10,G6）にクラックが観測された。クラックは、SSライナー層内にとどまっていることが確認された。金相観察は、後述するホットスポットにあったE6,G8について詳細に行われることとなった。

基準データベースの整備

　図３に、事故前の下部ヘッド同等サンプルの深さ方向断面の金相写真と硬さの変化の例を示す[1]。ライナー層と母材の間にクラックが観察できる。また、組織の熱影響を受けていないマトリックスとクラックの間に、熱影響を受けたゾーン（HAZ: Heat Affected Zone）が見られる。母材の低炭素鋼とライナーのSS材では、含有される炭素濃度が異なる（母材：0.25%、ライナー：0.035%）ため、暴露された熱履歴に応じて、母材からライナー側に炭素の拡散が発生する。このため、HAZでは炭素濃度の減少に伴う組織変化と材料硬化が発生する。TMI-2のVessel材との同等材を用いて、加熱温度：700～1300℃、保持時間：１分～２時間、昇温速度40℃/分、冷却速度50℃/分の条件で、熱履歴とHAZ形成巾、硬度の変化の関係について、基準データベースが整備された。これに対し、TMI-2から採集してきたサンプルを用いて、加熱温度：950,1000,1050,1100℃、保持時間：10,30,100分で熱処理し、基礎データベースとの比較が行われた。

　図４、同等材の加熱試験に基づいて整備されたデータベースを示す[1]。データベースでは、サンプルの組織変化から逆算できる加熱温度と加熱時間について整理されている。温度の低い側から、以下の説明がなされている。

• 607℃、製造時の、ライナー材溶接後の応力ストレス開放のための加熱処理温度に相当する。従って、それ以下の温度では、組織変化は起こらない。
• 727～830℃、昇温・降温速度によって変化するが、フェライト/オーステナイト変態が発生する。
• 800～925℃（加熱時間によって温度低下）、ライナーと母材の界面に黒い羽毛状バンドが形成され、温度上昇すると失われる。これは、母材からの炭素拡散によるライナー層側での炭化物相形成と分解に相当している。
• 850～900℃、界面のA533B側で、等軸晶が形成される。
• 1025～1100℃（加熱時間により温度低下）で、等軸晶が失われる。これは、炭素濃度の減少によるセメンタイト析出に対応している。
• 950～1075℃（加熱時間により温度低下）、A533B鋼の母相（HAZ以外）で結晶成長が顕著に発生する。
• ライナー層中のδ-フェライトアイランドの形状変化が発生する。これは、975～1000℃では100分、1100～1125℃では10分で発生する。これは、M₂₃C₆型炭化物相のバルク溶解に相当する。VIPプロジェクトにおける、ドイツとスペインでの分析では、δ-フェライトの存在割合は、熱処理のない条件では４～５%、これに対しTMI-2のE8サンプルでは、1.4%であった。

硬度測定、金相観察

• 図５に、E6,E8,F10,G8サンプルの深さ方向の硬さ変化を示す[1]。図３の同等材のデータに比べ、母材側で材料硬化が起きていることが確認される。これは、同等材を830℃以上に加熱した条件に相当していた。
• H8,F5サンプルでは、金相観察と硬度測定からから、727℃以上を経験したと評価された。
• 基準データベースとの比較により、これらのサンプルでの冷却速度は10～100℃/分と評価された。
• E6,E8,F10,G8サンプルでは、微細組織観察が行われた。その結果、E6,E8は1075～1100℃（30分間）を経験したと評価された。F10,G8は1040～1060℃（30分間）を経験したと評価された。
• 表１に、温度評価の結果をまとめて示す[1]。また、図６に、分析に基づいて同定されたホットスポットの範囲を示す[1]。

表１　TMI-2下部ヘッドVesselサンプルの微細組織分析結果 [1]

サンプル番号	分析国（米国については機関）	事故時ピーク温度の評価結果（℃）
D10	イタリア	<727
	米国ANL	<727
	米国INEL	<727
E6	米国ANL	1000～1100
	米国INEL	1075～1100
E8	ベルギー	>727
	フィンランド	1100（ライナー層）、950（界面から34mm下、母材側）
	フランス	1000～1100
	ドイツ	>850（>1000の可能性）
	スペイン	>1000
	米国ANL	1000～1100
	米国INEL	1075～1100
E11	米国ANL	<727
	米国INEL	<727
F5	ベルギー
	ドイツ

・Fig.4-7,4-8、F10,E8サンプルプロファイル

・Table4-3とは別に、JAERIでも分析。E6で<1100℃、E8で<1050℃、F10で<1000℃（表に追加）

・Tabel4-4、深さ方向の変化、E6,E8位置、Fig. 4-9

下部ヘッド破損のマージン解析

・検討された破損モードは、計装管の破損、計装管の脱落、vesselの局所破損、vesselの大規模クリープ破損

・デブリメルトの組成、計装管の溶融侵入程度、デブリ諸特性、vesselのピーク温度、保持時間、冷却速度

・計装管破損と計装管脱落モードは可能性が低い

・セラミックデブリメルトはヘッド面より下まで侵入しない解析結果

・RCS高圧条件でも、ホットスポット領域の計装管の溶接部は破損せず

・デブリとヘッドの熱応答解析（上限、下限、ベストエスティメート）

・同時にデブリの移行モード堆積モードの感度解析

・デブリジェットの侵入モードでは、RPV破損に至らない

・デブリジェットの侵入モードでは、実測されたホットスポットは観測されない（ある程度長期間のデブリとヘッドのコンタクトが必要）

・RPV大規模破損の可能性解析を、ベストエスティメートと下限条件で実施

・どちらの条件でも、クリープ破断は、デブリ崩落後約２時間で発生（冷却なしのRCS高圧条件で）

・スクラム後320分で、Pilot Operated Relief Valve（PORV）が閉じられていたケース

・局所破損が複数発生すると、大規模破損のタイミングがはやまる

・しかし、ホットスポットで1100℃が30分継続することは可能（ボートサンプルの分析結果）、他は冷却を維持していても

・局所、大規模の破損モードのどちらが発生するかは、ヘッドの温度履歴に依存。ヘッド冷却が維持される場合、ホットスポットが存在し、高圧条件であっても大規模破損の可能性は抑制される。

・デブリの一部は徐冷されていたが、ヘッド材とデブリ表面は約２時間以内に冷却されていた

・デブリは下部プレナム移行とRPV再加圧の間で冷却されていた（冷却水のエネルギーバランスから解析）

・TMI-2デブリの冷却メカニズムは十分に評価できなかったが、最初の２時間でヘッドが十分に冷却されたのはほぼ確実

・破損モードがstressベースからmechanical instabilityベースに変わる？？

・ヘッドサンプルの微細組織分析で確認

・解析結果はTMI-2サンプルの観察結果と整合

・ヘッドの急冷メカニズムは十分に解明できていない。

・可能性として、デブリのクラックやギャップが水蒸気の流路となった（冷却水がデブリのギャップから侵入して加熱され、水蒸気がクラックを通過して上に抜けた）

・どの程度のクラックやギャップが必要かの解析実施（既存の下部プレナムモデルでは、この冷却モードは考慮されていない）

・残され重要２課題。デブリの冷却量。Vessel破損を予測するための基準をどうするか。

・この不確かさは、既存の下部プレナムモデルの適用性の限界も示す。

・子の不確かさにより、マージン評価は、ここで仮定された条件のもとでということを理解することが重要。最も破断まで近かったメカニズムでのマージンを同定することが重要。今後の研究必要。

参考文献

[1] J.R. Wolf et al., TMI-2 Vessel Investigation Project Integration Report, NUREG/CR-6197, 1994.

[2] D.W. Akers et al., Examination of Relocated Fuel Debris Adjacent to the Lower Head of the TMI-2 Reactor vessel, NUREG/CR-6195, 1994.

[3] G.E. Korth et al., Metallographic and Hardness Examinations of TMI-2 Lower Pressure Vessel Head Samples, NUREG/CR-6194, EGG-2731, 1994.

[4] D.W. Akers et al., TMI-2 Nozzle Examinaation Performed at INEL, NUREG/CR-6198, 1994.

[5] D.W. Akers et al., TMI-2 Examination Results from the OECD-CSNI Program, vol. 1 and 2, EGG-OECD-9168, 1992.