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現場知見の取得は、GENDプログラムの枠組みで行われた（GPU社、EPRI、NRC、DOEを中心とした枠組み）[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、下部ヘッドを貫通する計装管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。一方で、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。他方、GENDでの事故解析と並行して、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]。その結果については、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、これを切断して採集された。

　Vesselサンプルは、152～178mm長さ x 64～89mm巾 x 64～76mm厚さのサイズで採集された。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、デブリ移行の先端領域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]。

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た。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の際に、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に、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]。
図７に、F10サンプルの金相組織と硬度の分析結果を示す[1]。図３と比べることで、加熱による組織変化と硬度変化の様子が確認できる。
図８に、ホットスポット（E6,E8位置）における、ライナーと母材の界面でのピーク温度と、母材側に約45～50mm侵入した位置でのピーク温度を比較して示す。母材に侵入することで、ピーク温度が約100℃低下していることが確認できる。

図３　TMI-2下部ヘッド同等材の硬度プロファイル [1]
図４　TMI-2下部ヘッド同等材の微細組織温度指標 [1]
図６　TMI-2下部ヘッドサンプル（F10）の硬度プロファイル [1]

図５　TMI-2のVesselサンプルの硬度プロファイル [1]
図７　TMI-2下部ヘッドの事故時ホットスポット [1]
図８　TMI-2のVesselサンプルの事故時ピーク温度の深さ変化 [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（太字はホットスポット）	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（℃）	サンプル番号（太字はホットスポット）	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	H5	ドイツ	<727
	米国ANL	<727		英国	<727（727に近い可能性）
	米国INEL	<727		米国ANL	<727
E6	米国ANL	1000～1100		米国INEL	<727
	米国INEL	1075～1100	H8	米国ANL	<727
	日本JAERI	<1100		米国ANL	<727
E8	ベルギー	>727		米国INEL	<727（片側） >727（片側）
	フィンランド	1100（ライナー層）、950（界面から34mm下、母材側）	K7	ドイツ	<727
	フランス	1000～1100		スペイン	<727
	ドイツ	>850（>1000の可能性）		英国	<727
	スペイン	>1000		米国ANL	<727
	米国ANL	1000～1100		米国INEL	<727
	米国INEL	1075～1100	K13	ベルギー	<727
	日本JAERI	<1050		ベルギー	<727
E11	米国ANL	<727		ドイツ	<727
E11	米国INEL	<727		英国	<727
F5	ベルギー	>727（界面から2～30mm下、母材側）		米国ANL	<727
	ドイツ	730～850（界面から15mm下、母材側）		米国INEL	<727
	英国	>727（界面から15mm下、母材側）～727（界面から40mm下、母材側）	L9	フランス	<727
	米国ANL	<727		ドイツ	<727
	米国INEL	<727		英国	<727（727に近い可能性）
F10	英国	>727		米国ANL	<727
	米国ANL	900～1000		米国INEL	<727
	米国INEL	1040～1060	M8	ドイツ	<727
	日本JAERI	<1000		ドイツ	<727
G8	米国ANL	1000～1100		英国	<727（727に近い可能性）
G8	米国INEL	1040～1060		米国ANL	<727
H4	ドイツ	<727		米国INEL	<727
	イタリア	<727	M11	フランス	<727
	英国	<727（727に近い可能性）		ドイツ	<727
	米国ANL	<727		スペイン	<727
	米国INEL	<727		英国	>727（界面から数mm下、母材側） <727（それ以外の部位）
				米国ANL	<727
				米国INEL	<727

機械特性試験

　引張応力試験とクリープ破断試験は、600～1200℃の範囲で100℃インターバルで実施された。シャルピー試験は-20～300℃の範囲で実施された。同等材を使った試験により、基準データベースを整備し、TMI-2サンプルとの比較が行われている。

引張応力試験

図９に、TMI-2サンプルと同等サンプルの引張横領試験の結果を比較して示す[1]。TMI-2サンプルでは、室温でのデータが、熱履歴を受けていない差アンプルよりかなり増加していることがわかる。600℃でも同様の結果が得られた。これは、TMI-2サンプルで硬化が観測されたことと整合している。

クリープ破断試験

図10に、応力と破断時間の関係を、基準サンプルと比較して示す[1]。熱履歴を受けていない同等材とTMI-2サンプルでやや異なったデータが得られた。試験結果に基づいて、クリープ評価試験が整備された。

シャルピー試験

図11に、シャルピー試験の結果を示す[1]。事故時に727℃を超えていないサンプルは類似した傾向が示された。
事故時に高温を経験したサンプルでは、延性の低下と打撃抵抗性の向上が見られた。これは、硬度測定や引張横領試験の結果と整合していた。

クラックの詳細観察

　E6,G8サンプルで観察されたライナー層のクラックについて、詳細分析が行われた。

図12に、E6サンプルのクラック断面写真を示す[1]。クラックはライナー層内にとどまり、墓相に到達していないことが確認される。冷却時の延性の低下、ライナーと母材の急冷時の熱収縮の違いに起因して、クラック形成されたと推定された。
SEM/EDX分析により、クラック内表面に、鋼材主成分のFe,Cr,Niに加えて、Sn,In,Ag,Cdが検出された。これらの元素は、第二相形成あるいは金属粒子として存在していた。
クラック内に燃料成分はほとんど検出されなかった。
これらのことから、炉心部での燃料崩落初期に、おもに制御棒メルトからなる物質が下部プレナムに移行・堆積したと推定された。

ここに、図9-12挿入、、、

ノズルと案内管サンプルの分析結果

　14個のノズルサンプルと２個の案内管サンプルが回収された。ノズルサンプルのうち、M9,L6,H5,H8,D10,E11はANLで分析された。M10,H9,L11,R7,K11,K12,G5,E7と案内管K5はINELで分析された。ノズルサンプルのうちE7,G5,R7は、さらにCEAサクレーで追加分析された。分析結果に基づいて、ノズルへのデブリ侵入程度（径方向、軸方向）、デブリとノズルの相互作用程度、ノズル微細組織の変化、軸方向温度分布、Vessel近くの温度、デブリベッド堆積深さ、などが評価された。