DOE年次レポートの概要

　TMI-2事故炉の廃炉に向けて、GPU社、EPRI、NRC、DOE（GEND）が協議を行い、廃炉（特に圧力容器からの燃料取り出し、原子炉建屋内の環境整備）に必要となる知見の効果的、効率的な取得と実作業への反映のために、マネージメントおよびサポート体制の整備と必要なタスクの整理が行われた。また、TMI-2の廃炉過程で得られる知見・データは、実機サイズでのシビアアクシデントの理解や事故で発生した放射性廃棄物の取り扱い・処理技術の開発にも極めて有用であることから、GPU社が進める廃炉作業を遅延させない範囲において、これらに係る内部調査やサンプル採集と分析などが進められることとなった[1]。原子炉建屋や燃料取り扱い建屋の内部調査、さらに、圧力容器内や冷却水系（RCS: Reactor Coolant System）の廃炉・調査作業は、1980年から本格的に進められた。このうち、DOEは、以下の分野を主担当した[1]。

• 安全機器や設備のサバイバル状態
• 建屋内の線量分布、環境影響、線量低減、廃棄物
• 知見とデータのアーカイブ
• 炉心と燃料の状態

　年度ごとの進捗にともなって、これらの分野のプロジェクト区分が改定され、年度ごとの進捗が年次レポートとして刊行された[1-10]。1981年に、上記４分野は、

• 事故炉からのデータ取得（DAP: Data Acquisition Program）
• 廃棄物安定化（WIP: Waste Immobilization Program）
• 事故炉の状態評価（REP: Reactor Evaluation Program）

の３プロジェクトに再編された。本項目では、DOE年次レポートの概要をまとめる。

年度ごとの進捗概要

1980年

• TMI-2廃炉と関連作業、調査、データ取得にかかわる総合計画がとりまとめられた[11]。
• 総合計画の実行プランを策定する専門家グループとして、EG&G社の専従スタッフ12名と、パシフィックノースウェスト国立研究所（PNL）、サンディア国立研究所（SNL）、エクソン社などから派遣された専門家により、Technical Integration Office（TIO）が設置された。（TMI-TIO Progaram Management Plan, 1980）
• 安全機器や設備のサバイバル状態については、建屋内線量計の回収、内部調査用のポータブルビデオカメラシステムの調達、建屋内の固定監視カメラの調達、12個の安全機器の再稼働試験が行われた。
• 建屋内の線量分布調査と線量低減（環境改善）、廃棄物については、廃炉作業にともなって事故時の情報を持ったサンプルが失われる前に、建屋内のサンプル採集（圧力容器内冷却水、RCBT（Reactor Coolant Bleed Tank）、原子炉建屋内の雰囲気、水素再結合設備の配管、など）が進められた。また、公衆用のモニタリングシステムが開発され、建屋から5マイル以内に居住している住民が訓練され、放射性微粒子を自分たちで測定できるようになった。
• 知見とデータのアーカイブについては、原子炉建屋内の換気作業が1980年7月に開始され、関連知見がレポートにとりまとめられた。また、事故由来水を処理するEPICOR IIに装荷されていた、高線量の樹脂やライナー特性評価が開始された。さらに、事故対応に係る知見が、1980年9月までに、全米の原子力技術者3000人で共有された。
• 炉心と燃料の状態については、ヘッドから圧力容器内にカメラを挿入する調査の基本計画が立案され、また、燃料やデブリの収納缶の概念設計と、燃料やデブリの回収ツール・手法の検討が開始された。

1981年

• 基本的なプロジェクト内容に大きな変更はないが、TMI-2事故炉のTechnical Information and Examination Program（TI&EP）が改定され、事故炉からのデータ取得（DAP: Data Acquisition Program）、廃棄物安定化（WI: Waste Immobilization）、事故炉の状態評価（REP: Reactor Evaluation Program）に再編された。
• DAPは、事故情報の採集（設備・プラントデータ、水素燃焼損傷の評価）、除染・廃炉・調査技術の開発、FP移行の理解、ソースターム評価、を担当する。
• WIPは、安全でコスト効率的な放射性廃棄物の取り扱い・輸送、および商用処分施設への処分、を担当し、主な対象物は、EPICOR-IIのイオン交換ライナーと浸水型脱塩システム：SDS（Submerged Demineralizer System）のゼオライト吸着塔とする。
• REPは、オフサイト試験でのデータ採集、炉内アクセス方法の開発とデータ採集、を担当し、当面は、ヘッド撤去までの炉心内部の損傷状態の調査、事故市内炉評価、燃料やデブリ取り出しに向けた炉内データの採集、モックアップ試験などの計画を策定する。

DAP

• エリア線量計HP-R-211と、ルースパートモニタリングシステムコンバーター（Loose Part Monitoring System Converter）の分析が完了した。
• 自己発電型中性子検出器（SPND：self-Powered Neutron Detector）の測定値による事故時の温度評価が完了した。
• 計測機器および電気プログラム情報を原子力事業者に転送するプログラムが導入された。
• 原子炉建屋地階サンプ滞留水と、メイクアップ（makeup）フィルター5B系統堆積物、のサンプリングと分析が行われた。
• RCBT、建屋内エアクーラー、305フィート高さ床面、のγスキャンが行われた。
• 原子炉建屋内の総合除染試験計画とポーラークレーンの検査計画が立案された。
• 原子炉建屋内の多くの場所で、コンクリートと金属のコアサンプルが採集された。
• 作業員のルーチン的な立ち入りに向けて、携帯サーベイメーターの較正が行われた。
• 事故時に発生した建屋内の水素燃焼による設備や機器の損傷評価が実施された。
• EPICOR-IIプレフィルターPF-16が、バッテルコロンバス研究所に輸送され、予備分析が開始された。

WIP

• EPICOR-II樹脂を300年間保管可能な、液体や固体廃棄物用の収納缶の設計が開始された。
• SDS処理技術の開発支援として、イオン交換剤への適切なゼオライト混入量の評価と、ゼオライトのガラス固化模擬試験が行われた。
• 高線量SDSライナーとEPICOR-IIプレフィルターの処理に関する研究開発と、廃棄物輸送の責任体制について、DOE、GPU社、NRCがおよそ合意した。

REP

• 圧力容器ヘッド内部調査に向けて、内部調査装置とヘッド貫通方法の開発が進められた。
• 既存知見による、炉心損傷程度と損傷範囲の予備評価が完了した。
• 破損燃料収納缶の予備設計が行われた。
• 燃料取り出しと圧力容器内の構造物解体のための設備と方法について概念検討が行われた。

安全機器や設備のサバイバル状態

　事故時の安全設備の適切な制御と運転はアクシデントマネージメントの鍵であり、TMI-2事故進展中の稼働状況に係る知見を得ることは重要である。Instrumentation and Electrical Equipment Survivability Planning Group（IEPG）が設置され、破損モードの同定、設計時の動作標準条件と実動作の比較、クラス1E設備の脆弱性の分析、品質管理、規制基準、設計などへの修正点の提案、TMI-2事故進展理解の向上、等のために、

• 安全機器や設備の現地調査と動作試験
• コンポネントのテスト目的と方法の決定
• アーカイブとして保管するコンポネントやサンプルの決定

が実施されることとなった。

1980年

　約200個の機器デバイスのサーベイ計画が立案され、初期に調査されるべき安全設備12個を同定し、そののサーベイが実施された。また、コンポネントの撤去、防護、動作試験（例：線量計HP-RT-211を撤去し、SNLに送付）が進められた。さらに、付属するケーブル類、ソースレンジアンプ（N1-AMP-2）、チャージアンプ（YM-AMP-7023）などが回収予定とされた。建屋内の画像調査については、CCTVシステムが原子炉建屋内に導入され、ポータブルTVカメラやポータブル暗視カメラが準備された。安全システムのレビューが進められ、初期にデータ分析が必要な安全・モニタリング設備として、SPNDが重要であることが同定された。

建屋内の線量調査と線量低減（環境改善）、廃棄物

　総合計画レポート[11]において、TIO専門家により、放射性物質の移行と堆積・分布状態にかかわるデータ取得計画（Recommended Data Acquisition Tasks at TMI-2 Relating to Fission Products Transport, Deposition, and Environments Characterization）と、除染と被ばく抑制に係るデータ取得計画（Recommended Data Acquisition Tasks at TMI-2 Relating to Decontamination and Personnel Exposure Control）におけるタスクが整理された。

1980年

　原子炉一次系について、サンプリングの対象物が選定された（RCS系スラッジ、冷却水浄化フィルターと樹脂、RCS冷却水、RCBTサンプル、ドレインタンク底部のスラッジや粒子）。また、圧力容器内以外の一次系に堆積しているデブリの堆積位置や状態の測定に向けて、ガンマスキャン、中性子、超音波、赤外などの測定方法のレビューが行われた。原子炉建屋内については、エアクーラー、建屋地階サンプ、水素再結合器、建屋雰囲気、等のサンプリングの優先度が高いとされた。放射性物質の環境放出と建屋内コンクリートや設備表面の堆積については、原子炉建屋床面の線量マップ作成、設備表面サンプルの分析、さらに、初期の除染試験が行われた。作業員の被ばく線量の適切なコントロールが重視され、ALARAの考え方に基づくことが示された。環境への放射性物質放出評価について、TMI-2炉周辺のモニタリング計画が提示された。

　放射性廃棄物の取り扱いについては、冷却水系や除染対象となる各種の溶液からの放射性物質除去、処理により汚染されるイオン交換樹脂やライナーなどの安定化、および、最終的な廃棄体の調製、移送、処分について、概要計画が示された。短期プロジェクトとして、18課題が整理され、それぞれについてワークスコープ、スケジュール、予算見積もりが行われた。同定された研究開発課題は、中間貯蔵の基準策定、イオン交換剤の安定化と線量や化学反応の影響調査、イオン交換剤やスラッジフィルターなどの固化処理技術、脱水したイオン交換剤の高強度の貯蔵・輸送・貯蔵コンテナの開発、放射性廃棄物の減容技術、イオン交換方式の高性能化、などに係るものであった。また、SDSイオン交換樹脂やEPICOR-IIのプレフィルターライナーの分析計画が策定された。

知見とデータのアーカイブ

1980年

　TMI-2知見の産業界への効果的な共有、および、産業界側のニーズの整理の重要性が指摘され、公式に承認されたTMI-2事故情報としてGENDレポートが刊行されることとなった。また、GENDレポートに準ずる非公式レポートとしてGEND-INFレポートが刊行されることとなった。以下の項目の調査の重要性が共有された。

• 安全設備と電気系統のサバイバル状態
• FP移送と付着・体積
• 建屋の除染、廃棄物減容技術
• 圧力容器内へのアクセスとモニタリング
• 放射性廃棄物の取り扱い
• 原子炉建屋の損傷
• 原子炉建屋地階の排水溝デブリの同定
• 一次系圧力バウンダリ
• プラント運転にかかわる機器やコンポネントのサバイバル状態（ポンプ、バルブ、など）
• 臨界性制御
• 炉心損傷状態、燃料取り出し方法
• 破損燃料や炉心物質の格納と輸送
• 事故時の燃料ふるまい

炉心と燃料の状態

　TIOにより、圧力容器内の調査計画として、廃炉工程５段階について、基本計画が立案され、内部調査や燃料取り出しの進捗に伴って修正されることとなった。（Recommendations on TMI-2 Core Damage Examinations, 1980）

• ヘッド撤去前
• 上部プレナム構造物撤去前
• 燃料取り出し開始前
• 燃料取り出しの進捗中
• 燃料取り出し完了後

　また、GEND-001レポートにおいて、最初の取り出し方法や代替法などのとりまとめ（Scoping Studies of the Alternative Options for Defueling, Packaging, and Disposal of the TMI-2 Spent Fuel Core）と。事故シナリオの評価に向けた調査項目（TMI-2 Fuel and Core Components Examinations, 1980）が示された[11]。

1980年

　まず、通常の燃料交換に準ずる方法での燃料取り出しが可能かどうかを確認するために、初期の圧力容器内の調査方法として、圧力容器上部ヘッドに取り付けられている制御棒駆動メカニズム（CRDM: Control Rod Drive Mechanism） を撤去して、ヘッド開口部から小型CCTVカメラを挿入し、制御棒案内管アッセンブリ（CRGA: Control Rod Guide Assembly）上部から燃料集合体の上部付近を調査する基本計画が整理された。併せて、CCTV挿入箇所の調査基本計画が立案された。

　また、インコアモニターの現状調査により、圧力容器内の状態を推定する調査計画が立案され、生き残っているモニターからの信号取得方法や補正方法が検討された。

　核燃料物質の計量管理については、通常は燃料集合体ごとの管理が行われるが、事故炉で発生する破損燃料やデブリの計量についての計量方法の検討が開始された。この横目は、以下の３段階で行われることとなった。

• Phase-I: 課題の同定、計量管理システムの定義
• Phase-II：詳細設計、機器、方法、コンピューター制御
• Phase-III：機器システム製作、プログラミング

　 破損燃料の回収・保管技術については、候補技術の抽出とスクリーニングと、破損燃料収納缶の概念設計が行われた。この項目は、以下の５段階で行われることとなった。

• Phase-I: 候補技術の抽出とスクリーニング
• Phase-II: 選定された技術の基礎試験と、破損燃料やデブリ取り出しに向けた概念設計
• Phase-III: Phase-IとIIの技術レポート
• Phase-IV: 装置・機器設計と製作、運転方法の開発
• Phase-V: 未照射材を用いたフルスケールモックアップ

　さらに、長期間にわたり、破損燃料や炉心物質がホウ酸水溶液中に保持されることの影響評価が行われ、鋼材の腐食増加などは起こらないと結論された。

　炉内状態の推定については、最初のとりまとめレポートが1981年に発行されることとなった。

DAP（Data Acquisition Program）、1981年以降

安全機器や設備のサバイバル状態

• 建屋内機器の状態調査について、エリアモニター２台、ルースパートモニター（LPM）チャージコンバーター２台、ソースレンジ中性子チャンネルプリアンプ１台、マルチコンダクターケーブル１セットが原子炉建屋から回収された。
• SNLで、エリアモニターHP-R-211の分析が行われ、線量影響が評価された。事故時の建屋内線量は10R/hと評価され、この線量計の設計上限値を超えていた。詳細は、GEND-INF-008で報告された[12]。また、HP-R-211のコネクターとケーブルの接続不良について、高線量による絶縁不良が解析された。ケーブル自体の損傷は見られなかった。
• チャージコンバーターについては、YM-AMP-7023と7025のテストが行われた。事故時の高線量でこれらの機器は故障していたことが確認された。また、金属酸化物半導体（MOS）を装荷したField-Effect Transistorの動作確認が行われ、高線量（約10⁵ Rad）により半導体が劣化していたことが確認された。
• ソースレンジプリアンプNI-AMP-2も回収されて損傷状態が検査されたが、機器自体には大きな損傷は見られなかった。ケーブルコネクションに課題があった可能性があり、調査が継続されることtなった。
• INELで、SPNDの事故時の高温環境に対するレスポンスの分析が行われた。その結果、事故進展中の定量的な温度と時間変化のモニターとしては使えないことが確認された。
• 1980年度に選定された12個の安全設備[11]のin situ動作試験が行われ、おのおのの動作状況が確認された。さらに、22個の全然設備のin situ試験が継続されている。

建屋内の線量調査と環境改善

• この分野については、(1)FP輸送と付着、(2)除染と作業員被ばく低減、(3)事故評価、が進められた。

原子炉一次系について

• 燃料棒の破損箇所、FP分布、腐食状態評価に向けて、一次系のサンプリング部位が同定された（図１）。メイクアップ系と浄化系の冷却水フィルターと付着・堆積物、RCS冷却水とスラッジ（圧力容器外）、RCBT水、が重要サンプリングポイントとして同定された。
• メイクアップ系と浄化系については、フィルター5B,2A,2B,4A,4Bの回収方法が検討された。フィルターと付着物が、B&W社、EG&G社に、分析のために輸送された。予備分析の結果、付着物は酸に可溶性および難溶性で、ほとんどが1~5ミクロン以下の粒子であった。線量は、470 μCi/g（α線）、2.3 x 10⁴ μCi/g（ベータ線）であった。
• 液体サンプルについては、毎週１回の頻度でサンプリングが行われた。さらに、150 mlのサンプル（浮遊物込み）が採集され、エクソン社（ENICO）とEG&G社で分析された。分析項目は、外観調査、γ分光、α/β測定、I-129、H-3、C-14、Ce-144の分析、元素分析、pH測定、電気伝導度、密度、であった。ろ過後のサンプルについては、秤量、XRD、DCES（Direct Emission Spectroscopy）、ガンマ分光、が行われた。分析結果の詳細は、GEND-015で報告された[13]。
• スラッジサンプルについては、圧力容器、加圧器、蒸気発生器シート、主蒸気配管、などからのスラッジサンプル回収方法が検討された。かきとり方法が最も簡便だが、蒸気発生器にしかつかえないと判定された。冷却水中にスラッジを巻き上げて濁りとして回収する方が実用的と指摘された。
• RCBTサンプルについては、

・デブリ堆積状態の評価：エンジニアリングレポートGEND-018, Nondestructive Techniques for Assaying Guel Debris in Piping at Three Mile Island Unit 2

以下、記載中、、、

・建屋とサポート系：線量測定（Fig.12-17）

・エアクーラーサンプル採集と分析

・サンプサンプル採集と分析

・建屋内床面堆積、サンプル西遊と分析

・事故評価、事故時の建屋内温度分布推定、GEND-020, TMI-2 Reactor Building Temperature Report、GEND023, Forensic Investigation of Thermally Exposed Materials in TMI-2

・除染効果の評価：1982年に総合除染試験を予定、1981年に概要計画策定

・建屋入域：24回、総合除染試験の準備、サンプリングなど

・被ばく線量評価：GEND-004, Interim Status Report of the TMI Personnel Dosimetry Project, 1981

参考文献

[1] Technical Integration Office, TMI-2 Information and Examination Program Technical Integration Office Annual Report, GEND-003, 1981.

[2] Technical Integration Office, TMI-2 Information and Examination Program 1981 Annual Report, GEND-022, 1982.

[11] GEND Planning Report, GEND-001, 1980.

[12] F.T. Soberano, Examination of Solenoid Valves AH-EP-5037 and AH-EP-5039 and Limit Switches AH-KS-5037 and and AH-KS-5039, GEND-INF-008, 1984.

[13] J.D. Yesso et al., Reactor Coolant System and Reactor Coolant Bleed Tank Sample Analysis, GEND-015, 1982.