TMI-2での内部調査、デブリ取り出しの概要
TMI-2でのデブリ取り出しへの取り組み（全体まとめ）
ここでは、米国スリーマイル原子力発電所２号機（TMI-2）事故での燃料デブリ取り出しへの取り組みについての総括レポート[1,2,3,4]の概要を紹介する。
図１に、燃料デブリ取り出しの実施計画、内部調査、取り出し作業の時系列を示す。1979年3月の事故後数ヶ月で、燃料（健全燃料と破損燃料）取り出しについて基本ポリシー（PEIS: Programmatic Environmental Impact Statement）が発表された。建屋内立ち入り調査の結果などに基づいて改定され、1981年にNUREG-0683レポートとしてとりまとめられた[5]。また、技術的な判断根拠については、1981年にGEND-007レポートにとりまとめられた[6]。この時点での評価では、炉心は損傷しているものの、炉心中央部以外では、燃料集合体が本来形状を維持している可能性が高いとされた。そこで、本来形状の燃料集合体一体を格納できるサイズで収納缶（キャニスター）が設計され、冷却水中で収納缶内に燃料あるいは燃料デブリを回収し、収納缶を上部に引き上げて輸送キャスクに装荷し、使用済み燃料プール内に一時保管するという、"Pick-and-place方式"での燃料取り出しが基本概念として示された。ついで、1981-1982年ころに、基本概念にもとづいて、複数の工法オプションについて検討が行われた。その結果、作業信頼性の観点が重視され、ロボットによる自動操作ではなく、長尺ツールを用いた遠隔手動による燃料取り出し工法が選定された。
一方、原子炉圧力容器の炉心部と上部ヘッドの内部状態を観測するための"Quick Look計画"が進められ、1982年から、ビデオ、ソナー、放射線等を利用した内部調査とデブリサンプリングが行われた。Quick Lookにより、炉心上部の燃料が崩落して空洞が形成されていること、崩落した燃料が瓦礫状や粒子状のルースデブリとして堆積していること（ルースデブリベッド）、炉心周辺部では燃料集合体が一部本来形状を残して残留していること、圧力容器上部ヘッドの内側には若干の付着物が見られるが、当初予想に比べて線量が低いこと、などが明らかになった。これらのことから、圧力容器上部ヘッドの取り外しは、放射線量をモニターしつつ、空気中で実施すること（Dirty Lift工法）が決定された。また、圧力容器の上部構造物解体時の遮蔽、および、圧力容器内で燃料デブリを収納缶に格納するための作業スペースを設けるために、圧力容器の上部にIIF（Internals Indexing Fixture）という、高さ約2mの円環形状の遮蔽体を設置し、冷却水の水位を高めることが決定された。これらの方針に基づいて、1982-84年にかけて、圧力容器上部ヘッドと上部構造物の取り外しに向けて、運転時に制御棒などを装荷するリードスクリューの取り外し、つり上げに用いるポーラークレーンの再起動試験、冷却水圧力の低下、貯蔵プールまでの輸送ルートの整備、等が進められた。並行して、Quick Lookで得られた知見を参照しつつ燃料デブリ取り出し工法を絞り込み、また、粒子状やスラリー状の燃料デブリを格納するための収納缶と回収システムが設計された。1984年5月に、これらに基づく燃料デブリ取り出しの基本設計がNRCで承認され、約10億ドル（当時の金額で）の予算計画も承認された。
基本設計に基づいて、1984年7月に上部ヘッドの取り外しが行われ、1984年下期から1985年上期にかけて、上部構造物の取り外しと燃料取り出しのための回転式遮蔽作業台（SWP: Shielede Working Platform）の設置が行われた。1985年10月から、上部ルースデブリの取り出しが始まったが、炉内に投入した各種油圧式ツールの油圧媒体によって微生物が繁殖し、冷却水の透明度が失われるという初期トラブルが発生した。このトラブルは、油圧媒体を交換することと、冷却水の浄化システムを導入することで、1986年下期に解消された。
内部調査については、1983-84年にかけて、炉心上部空洞のソナー調査、高解像度ビデオ調査、プランジャという探針を用いたルースデブリの深さ方向の調査、および、ルースデブリのサンプリングが行われた。これらにより、空洞周辺に残留している燃料集合体はほとんどが部分的に溶融しお互いに固着していること、ルースデブリの下約1mに探針が通過できない硬い層があること、等が明らかになった。また、ルースデブリサンプルの分析により、この領域の燃料デブリは５群に分類され、それらが非均質に分布していること、一方で、瓦礫状や粒子状といった形状の分布は比較的均質であることが示された。これらの新たな知見に基づく事故進展解析により、デブリベッドの中心部あたりで燃料デブリが崩壊熱で再溶融凝固した可能性、その一部が下部プレナムに移行した可能性、炉心下部に切り株状の燃料集合体が残留している可能性、等が推定された。そこで、1985年に、上部構造物撤去時にできた圧力容器槽と遮蔽体の間の円環状の隙間から小型ビデオを下部プレナムに挿入し、炉心下部の支持構造より下の領域の調査を開始した。その結果、燃料デブリとみられる堆積物が存在すること、炉心下部の構造物はおおむね本来形状を維持し、その上の燃料や燃料デブリを十分に支持していること、等が明らかになった。そこで、次の段階での燃料取り出し対象領域となる、炉心下部の状態を調べるために、コアボーリング計画が進められた。
1986年6月に、上部ルースデブリがほぼすべて回収された後で、SWP上にコアボーリング装置が設置され、1986年7月にボーリング調査が計10か所で行われた。ボーリングサンプルの分析、および、ボーリング穴の側面に小型ビデオを挿入した観察により、炉心下部では、上部クラスト、溶融凝固層、下部クラスト、切り株燃料集合体という成層化構造が形成されていることが明らかになった。また、溶融凝固層は多孔質でもろいセラミック相と金属相で形成されており金属相の体積割合が約15%であること、上部クラスト層はやや金属相の割合が大きいこと（約25%）、下部クラスト層は上部で溶融した金属成分（制御棒材、集合体部材（SS、インコネル）、ジルカロイ）がいったん堆積して冷却水流路を閉塞し燃料被覆管を溶融凝固して形成されたこと、等が推定された。これらのことから、クラスト層以下の燃料デブリ回収では、コアボーリング装置を改造して掘削することで、燃料デブリを破砕し、収納缶に回収するという改良を行った。さらに、切り株燃料集合体や炉心下部の構造物や燃料デブリの回収では、アークプラズマ装置やウォータージェット装置による切断工法を採用することになった。これらの改良工法により、1986年下期から1988年にかけて、炉心下部の燃料デブリと構造物の取り出しが進められた。
炉心下部の切り株燃料集合体の取り出しが進行するにつれて、炉心を取り囲んでいるバッフル板の外側にあるコアフォーマ領域に燃料デブリが侵入しており、下部プレナムへのデブリ移行ルートになっていたことが明らかになってきた。そこで、1987年10月に、バッフル板に開いていた開口部からファイバースコープ、小型ビデオ、放射線計測器を挿入し、コアフォーマ領域の調査が行われた。その結果、広範囲に約4tのデブリが侵入していることが明らかになった。その結果、炉心下部の燃料デブリと構造物の取り出しの後に、同様のツールを使って、コアフォーマ領域の解体と回収を行うこととなった。1990年1月には、燃料デブリと構造物の回収がほぼ終了し、燃料物質の回収率は約99%と見積もられた。残りの1%は、冷却水処理系のフィルターや各種のタンク類への残留、圧力容器壁に強固に付着、などと評価された。また、1987年3月に圧力容器内部の最終状態の推定図が示された。下部ヘッドについては、炉心下部の燃料デブリ取り出しの際に、内側の亀裂が観測されたため、国際協力による下部ヘッドのサンプリングが行われた。
TMI-2での燃料と燃料デブリの取り出しでは、内部調査や燃料デブリ取り出しのために、新たに開発した機器・設備について、様々な初期トラブルが発生し、研究開発プロジェクト向けには、まったく整備されていなかった許認可・規制の下で、トラブルに対応した経緯が記載されている。重要な判断ポイントで、データ不足、不十分なデータ、ミスリーディングな知見・データでの対応をせまられた。例えば、事故炉の封じ込め領域の線量は、事故直後には>1000mrem/hと予想された。また、圧力容器内部の破損状態は、燃料集合体がほぼ残留しているという推定から、現在知られている最終状態よりはるかにひどい状態まで様々に予想されていた。しかし、実際の状況は、しばしばこのような予想と大きく異なっていた。1980年の最初の建屋内立ち入り調査で、封じ込め領域の線量は100-200mrem/hであることがわかり、当初予想よりはるかに小さいレベルであることがわかった。さらに初期に実施された除染と遮蔽作業により、それ以降の除染作業は40-80mrem/hの環境で実施できるようになった。また、燃料デブリ取り出し作業については10mrem/hの環境で実施できるようになった。一方で、1982年の圧力容器内部調査では、得られた情報は炉心上部に限られていたが、その観測結果に基づいて、圧力容器内の破損状態の推定が大きく修正された。当初計画では、燃料集合体が多く残留していると推定されたため、それを格納するサイズの収納缶が設計されたが、粒子状やスラリー状のデブリが多く存在していたことから、外形のサイズは変えずに、内部構造を設計変更した２タイプの収納缶を新たに設計した（Knockout canister、Filter canister）。このように、工程を確定するまでの過程の教訓として、先進的な手法で得られる現場観測データが最も重要であることが指摘されている。一方で、機器・手法開発と現場適用のバランスの重要性、つまり、先進機器・手法により、開発エフォート、時間、作業員の被ばくなどを消費して取得されるデータが、どの程度現場の作業計画や工程に反映できるのか、というジレンマが常に存在したこと、が指摘されている。しかし、その一方で、判断のために本質的に必要な現場観測データというものは必ず存在していた。
また、十分にわからない現場、多くの技術的課題、予算、情報公開、原子力安全に向けた情報収集ニーズが混在するプロジェクトを計画し完遂するには、最適な正解がないことが指摘されている。プロジェクトの方向性や運営は、燃料デブリ取り出し工程がマイルストーンに到達し圧力容器内部の理解が深まるたびにしばしば変更された。最初の数か月は、プラントを安定させるために、アドホックな対応がなされた。150の企業の代表者がオンサイトに集まり、GPU社をサポートした。次の数年間は、古典的な方法が、内部調査、除染、デブリ取り出しの計画立案などに用いられた。1985年にデブリ取り出しが開始された後、新たな課題に次々に遭遇した。重要課題の一つが冷却水の透明度不足であり、その解決にほぼ１年を要した。このような工程では、工程運営の自由度が重要であり、燃料デブリ取り出しと搬出に向けたタスクオリエントな運営組織体を再編成したことも示されている。
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内部調査、デブリ取り出し作業の経緯
1979年3月に、TMI-2で過酷事故が発生した。原子炉圧力容器内部の損傷状況の把握は、燃料（破損燃料集合体や燃料デブリ）や構造物の取り出し方法の選定や、事故シナリオの解明に向けた重要課題となった。ここでは、TMI-2事故における、原子炉圧力容器の内部調査とデブリ取り出しの経緯をまとめた。また、関連情報を時系列にまとめることで、どの段階でどのような情報が得られ、それがどのようにデブリ取り出し方法の選定や事故シナリオの解明に活用されたのかを整理した。
図１（前述）に、内部調査とデブリ取り出しの経緯を概略的に示す。これは様々な文献に示されている情報に基づいて、どのような時期に、どのような情報に基づいて検討が進められたのかという観点で整理しなおしたものである。
Quick Look：圧力容器内部の最初の調査
事故翌年（1980年）の6月に、建屋内への立ち入りに向けた建屋の換気作業が行われた。ついで7月から、建屋内の立ち入り調査と除染作業が開始された。事故から3年後（1982年）の6月には、原子炉圧力容器の内部調査が開始され、内部の様子が段階的に明らかにされた。まず、通常運転時の出力平坦化のために、圧力容器の上部から炉心に挿入されていたAPSR（Axiaal Power shaping rod）8本の再挿入試験が行われた。事故発生時には、APSRは全長の約75%が炉心部に挿入されており、その再挿入を行った。しかし、7本は駆動できず、1本のみ駆動できたが、次に示すように炉心上部では燃料が崩落していたため、ほとんど有用な知見を得ることができなかった。[7]
ついで、1982年の7月から8月にかけて、炉心上部ヘッドに取り付けられていたCRDM（Control RTod Drive Mechanism）のリードスクリューの案内管から、炉心中央の制御棒案内管CRGT（Control Rod Guide Tube）内に、約3.7cm径、約30cm長の小型カメラ（CCTV）を挿入し、炉心上部の調査を行った。図２に、事故前の圧力容器内部の模式図と、初回調査での小型カメラ侵入ルートを示す。
初回調査では、炉心上部中央に空洞と瓦礫があることが観測された（図３）。瓦礫は、主に、酸化した燃料被覆管、破砕した燃料棒やペレット、中性子毒物ロッド、スパイダーなどの構造物の破損物からなると推定された。初回調査では燃料溶融の痕跡は見られなかった。初回調査では、小型カメラの視野がせまく、明度が不足していたために、炉心中央部のみの情報しか得られなかったため、第2回調査では、炉心周辺部にカメラを挿入して調査を行った。その結果、炉心周辺部にも空洞が広がり、堆積物があること、堆積物中には、破損して崩落した燃料棒や、ほぼ無傷の燃料ペレットが見られること、等が明らかになった（図４）。第3回目の調査では、探査プローブで瓦礫をつつく作業が行われ、堆積物表面から約30cmほど侵入できることがわかった。このことから、瓦礫状の堆積物はルースデブリを主に含むと推定された。一方で、炉心上部の構造物には顕著なひずみや損傷は検出されなかった。[8]
図２、３，４挿入：
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Quick Look：圧力容器上部ヘッド内部の調査
圧力容器上部ヘッドと炉心上部構造物の取り出し工法を決定するために、1982年下期から83年下期にかけて、上部ヘッド内部の調査が行われた。1982.7月の調査（上述）では、上部構造物に若干の付着物があることが観測された。図５に、1982.7月の内部調査の概要模式図を示す[1]。CRDMの上から、全面マスクと防護服の作業員による手動で探査プローブをつり下ろした様子が確認できる。1982年12月には上部プレナム領域の線量分布測定が行われた。その結果、約0.4-6Sv/hという測定値が得られた。1983年下期には、原子炉圧力容器内を減圧した後で、Underhead Chaaracterization Studyが実施され、上部プレナム内の線量分布の再測定、構造物と上部ヘッド内面の付着物のサンプリング、上部構造物のひずみや損傷状態などの目視観察、放射化したリードスクリューの上下移動試験による上部ヘッド内部での線量分布の変化の測定、などが行われた。上部格子以外の上部構造物には大きな損傷がないこと、上部格子には溶融物の付着・垂れ下がりの痕跡があり、線量は約3-7Sv/hであることが確認された（図６）。また、サンプル分析の結果から、上部格子と燃料集合体上部の接触部にあったインコネルが溶融していたことから、上部格子の事故時ピーク温度が約1700Kであったと評価した。また、回収されたサンプルの一部は、事故直後に、検討課題の一つと考えられていたジルコニウム微粒子の自然発火可能性の確認試験に供試された。試験の結果、自然発火性がないことが確認された。[9]
これらのことから、圧力容器の上部ヘッドは、水没させずに取り外し、空中を移送して、使用済み燃料プール内に一時保管すると決定された。dry lift工法。
図５，６挿入
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Quick Look：空洞領域のマッピング
ここから、、
さらに、空洞部分にソナーを挿入し、炉心周辺部に残留していた燃料集合体の状態や空洞部の下に堆積していた上部ルースデブリの状態が調査された。ついで、上部ルースデブリのサンプリングと分析、および、プランジャと飛ばれる探針を使った上部ルースデブリの深さ方向調査が実施され、炉心中央部に探針が貫通できない硬い層（上部クラスト層）があることが明らかになった。
この間、上部ルースデブリを対象に、デブリ取り出し工法が検討された。遠隔手動により、まず、原子炉圧力容器内の上部構造物を解体して取り出し、次に、あいた空間に、破損燃料や燃料デブリを回収しキャニスターに装荷する作業台を設置する。キャニスターに装荷したデブリは、原子炉圧力容器外に取り出し、燃料移送管で使用済み燃料プールに移送、貯蔵ラックに一時保管した後で、輸送キャニスターに収納し、INELに輸送するという工法が採用された[2,3]。これに基づいて、1984年7月に原子炉圧力容器の上蓋が解放され、上部炉心構造物の解体・取り出しが開始された。1985年5月には、燃料・デブリ取り出し用の回転式遮蔽作業台が、上部炉心構造物を取り出した後に設置され、同年10月には、上部ルースデブリの取り出しが開始された。
一方、上部クラスト層以下についてはほとんど情報が得られていなかったため、炉心上部での作業と並行して、1985年2,7,12月に、ダウンカマーからテレビカメラを挿入し、炉心下部の調査が行われた。その結果、下部炉心構造物の形状がおおむね維持されていることや、デブリとみられる堆積物が底部に非均質に堆積しており、非常に細かい物質と岩石状の物質が混在していることが明らかになった（下部プレナムルースデブリ、下部プレナムハードデブリ）。
1986年6月に上部ルースデブリの取り出しが終了した後、同年7月に、上部クラスト層以下に対して、ボーリング調査が10か所行われた（図５）。ボーリングで採集したサンプルの分析とボーリング孔内面のビデオカメラ調査により、上下クラスト層の間に溶融凝固したとみられるもろい多孔質層があることが明らかになった。また、溶融凝固層は炉心中央で厚く、周辺にいくにつれて薄くなり、炉心外周部あたりでは上下クラスト層が一体化して周辺クラスト層を形成していることが明らかになった。さらに、ボーリングした穴を利用して、下部プレナムにテレビカメラを挿入し、下部クラスト層の下の状態を観測した。そこには本来形状をほぼ維持している切り株状の燃料集合体が存在していることが確認された。これらの情報に基づき、上部クラスト層より下のデブリについては、取り出し方法を変更することが検討された[2,3]。すなわち、硬い層については、ボーリング装置で粉砕し長尺工具で取り出すこと、炉心周辺部に残留する燃料集合体と切り株燃料集合体については、切断引き抜きで取り出すことに変更された。1987年3月までに、クラスト層とそれに囲まれた溶融凝固層、及び、炉心周辺部に残留していた燃料集合体の取り出しは終了し、さらに、1987年の4~12月に切り株燃料集合体の取り出しが行われた。
上部クラスト以下のデブリの取り出し過程で、溶融デブリの一部が、南東側のバッフル板を破損して、バッフル板と圧力容器槽の間のコアフォーマ領域に侵入していることが明らかになった。そこで、1987年2,10月に、コアフォーマ領域にファイバースコープを挿入した調査が行われた。また、1987年3月には、下部炉心構造物のテレビカメラ調査が行われた。さらに、切り株燃料集合体の切り出しと並行して、次第に露出してくるバッフル板のテレビカメラ撮影が行われた。これらの調査により、コアフォーマ領域の全周に対して約3/4に溶融凝固物が侵入していることや、溶融凝固物はコアフォーマ領域やその手前にある炉心周辺部の燃料集合体の冷却剤流路を通じて下部プレナムに移行したことが明らかにされた。
1988年1月からは、下部炉心構造物の切断と下部プレナムデブリの取り出しが開始された。これらの工程では、ボーリング装置やプラズマアーク装置がデブリや構造物の切断に利用され、取り出し作業はテレビカメラ撮影された。1989年3月時点で、デブリ取り出しの進捗率は約78%に達し、1990年上半期には取り出し作業はほぼ終了した。
内部調査で得られた知見
ここでは、1982年7月から開始され、燃料取り出しの進捗に即して、段階ごとに行われた様々な内部調査において、どのような知見が得られたのかをまとめた。
上部炉心構造物
調査方法： テレビカメラ、中性子、ガンマ線
観測結果： 上部格子以外はほぼ健全、上部格子の一部に溶融の痕跡と変色
観測結果からの推定： 溶融の痕跡から、事故時のピーク温度を推定。変色の様子から構造物が事故進展中に水蒸気酸化した可能性を推定
事故シナリオの推定： 上部ルースデブリが再冠水した際に発生した水蒸気流により、上部格子の溶融・酸化が発生
炉心上部の空洞
調査方法： テレビカメラ、ソナー、中性子、ガンマ線
観測結果： 炉心上部に空洞を発見、空洞の下には、崩落・堆積したとみられるルースデブリ層を発見、炉心周辺部に燃料集合体が残留していることを確認
デブリサンプル分析： 空洞周辺から、上部ルースデブリの表面近傍のサンプル採集、炉心周辺部の燃料集合体の一部を切り出し採集（上部格子近く、ルースデブリ堆積面あたり）
観測結果、分析データからの推定： 空洞の容積を概算、そこから崩落した炉心物質の物量を概算。最深1.5mの深さ、空間体積9.3m3。
事故シナリオの推定： スクラム後174分での冷却水投入タイミングで高温酸化し脆化した燃料棒が崩落
（参考：燃料デブリの分析（特徴、経験温度）、参考：TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動）
上部ルースデブリ
調査方法： テレビカメラ、ソナー、中性子、ガンマ線、探針（プランジャ：63か所）
観測結果： 上部ルースデブリ層の堆積厚さを測定、その下には、探針が貫通できない硬い層があること、および硬い層は平滑面でなく凹凸があり、比較的外周側で馬蹄形リング状に盛り上がっていることを検出
デブリサンプル分析： 上部ルースデブリの取り出し作業中に、ボーリング孔周辺から、デブリサンプルを数か所採集・分析（上部ルースデブリの表層近く、クラスト層の直上）
観測結果、分析データからの推定： 堆積物の容積とデブリサンプルの密度分析から、上部ルースデブリの物量と堆積厚さ分布を概算。堆積厚み0.6~1m、重量26.4トン。酸化物系の燃料デブリ粒子の相状態（(U,Zr)O2、UO2）から、燃料溶融・崩落時のピーク温度を推定（>2800K、局所的に>3100K）。さらに、粒子の接触状態等から、堆積後に粒子が広く再溶融した痕跡がなく、上部ルースデブリとして堆積した後のピーク温度が<2000Kと推定
事故シナリオの推定： ピーク温度>2800K以上に到達し、溶融・崩落した炉心物質のうち、上の方は上部ルースデブリとして、堆積後にあまり再昇温・再溶融せず、粒子状を維持。冷却水注入により再冠水され冷却。再冠水時に、残留していた金属成分が酸化し、水素・水蒸気発生。上部ルースデブリ層は粒子状を維持し、その中への冷却水侵入にはある程度時間を要し（スクラム後200分以降）、その重量増加により上部クラストを圧迫し、溶融凝固デブリの噴出につながったと推定
（参考：燃料デブリの分析（特徴、経験温度）、参考：TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動）
炉心周辺部に残留していた燃料集合体
調査方法： テレビカメラ、ソナー、中性子、ガンマ線（上部端栓付近の調査を重点的に実施）
観測結果： 177体中42体の燃料集合体が炉心周辺部に残留、うち2体のみ全長に対して>90%無傷の燃料棒を保持
デブリサンプル分析： 上部端栓、上部格子周辺から切り出してサンプル回収
観測結果、分析データからの直接の推定： 燃料棒と制御棒、可燃性毒物棒の上部の溶融状態、付着状態から、径方向/軸方向に大きな温度勾配、および冷却過程に違いがあった痕跡
事故シナリオの推定： 事故時に炉心周辺の燃料集合体でも下の方で燃料溶融が発生していたと推定
（参考：燃料デブリの分析（特徴、経験温度）、参考：TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動）
クラスト層と溶融凝固層
調査方法： ボーリング調査（10か所）、ボーリング孔にテレビカメラ挿入（図４）
観測結果： 溶融凝固層は多孔質で、約3m径、中央で約1.5m厚、周辺で0.25m厚、その外側では上下クラスト層が一体化して周辺クラスト層を形成し、溶融凝固層は存在していない
デブリサンプル分析： 溶融凝固層、上下クラスト層、周辺クラスト層、からサンプル回収
観測結果、分析データからの推定： 溶融凝固層の重量は約32.7t。採集したサンプルの相状態から、上下クラスト層、周辺クラスト層、溶融凝固層の最高到達温度を推定、組成の違いを評価。上部クラスト層、周辺クラスト層、溶融凝固層については、最高到達温度>2800K、局所的に>3100K。下部クラストでは、未溶融の燃料ペレットの隙間に燃料被覆管などが溶融した相状態が観測され、ピーク温度<2200Kと推定。上部クラスト層、周辺クラスト層は、溶融凝固層に比べ、やや金属成分が多いことを測定
事故シナリオの推定： スクラム後174分に炉心上部で燃料崩落し、その時点での冷却水水位の上あたりにいったん堆積し、ルースデブリを形成。堆積物中央には十分に冷却ガスや冷却水が供給されず、崩壊熱で再昇温・再溶融し、溶融プールを形成（スクラム後174-224分頃）。溶融プールは凝固時に多孔質化。上部クラストは、溶融凝固層の形成時にルースデブリとの界面あたりに形成。下部クラストは、初期に崩落した燃料が健全な燃料棒の隙間に堆積し、Zry被覆管を溶融したり、燃料ペレットのクラックに侵入したりして形成
（参考：燃料デブリの分析（特徴、経験温度）、参考：TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動）
切り株燃料集合体
調査方法： ボーリング調査（10か所）、取り出し時にテレビカメラ撮影
観測結果： 下部クラスト層と切り株燃料集合体のつながり状態を確認。画像解析により、一部に、上部からの高温溶融物移行による熱的損傷の痕跡、溶融Zr金属の燃料被覆管表面を伝わっての下部プレナム移行の痕跡、を観測
デブリサンプル分析： 切り株燃料集合体からサンプル採集
観測結果、分析データからの推定： 切り株燃料集合体と下部クラスト層、および、炉心周辺部に残留していた燃料集合体で、炉心中央の上部ルースデブリとクラスト層、溶融凝固層を支える構造であることを確認。健全燃料棒の燃料被覆管の断面組織から、最高温度<920Kと推定
事故シナリオの推定： 切り株燃料集合体の領域は、燃料デブリ崩落時に水位があり、ピーク温度<1100Kと推定、一部に高温化、酸化による変色
（参考：燃料デブリの分析（特徴、経験温度）、参考：TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動）
バッフル板、コアフォーマ領域
（ここから、記述追加）
調査方法：
観測結果：
デブリサンプル分析：
観測結果、分析データからの推定：
事故シナリオの推定：
（参考：燃料デブリの分析（特徴、経験温度）、参考：TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動）
下部プレナムデブリ
（ここから記述追加）
調査方法： テレビカメラ、中性子、ガンマ線
観測結果： 岩石状（およそ0.2mサイズ）、粒子状（<0.1mm）が混在、
デブリサンプル分析： 下部プレナムデブリのサンプル採集
観測結果、分析データからの推定： 溶融凝固した(U,Zr)O2が均質に存在、多孔質相。結晶粒界にZr,Fe,Alなどの酸化物が濃化。空隙の周辺に、マトリックスと異なる組成の領域を観測。
事故シナリオの推定： スクラム後、、、
（参考：燃料デブリの分析（特徴、経験温度）、参考：TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動、参考：RPV下部ヘッドで採取された燃料デブリ試料の分析結果（微細構造）とデブリ移行メカニズムの推定）
参考文献
[1] Three Mile Island Accident of 1979 Knowledge Management Digest, NUREG/KM-0001, Supplement 1 and 2, USNRC, 2020.
[2] The Cleanup of Three Mile Island Unit 2 A Technical History 1979 to 1990, EPRI NP-6931.
[3] F.R. Standerfer, Three Mile Island Unit 2: Plant Recovery, Nucl. Technol. 87 (1989) 54-56.
[4] 渡会偵祐、井上康、舛田藤夫、TMI-2号機の調査研究結果、日本原子力学会誌 解説 vol. 32 (No. 4) (1990) 338-350.
[5] PEIS-Decontamination and Disposal of Radioactive Wastes Resulting from TMI-2, NUREG-0683, Vol. 1, 1981.
[6] G.W. Croucher, THREE MILE ISLAND UNIT-2 CORE STATUS SUMMARY: A BASIS FOR TOOL DEVELOPMENT FOR REACTOR DISASSEMBLY AND DEFUELING, GEND-007, 1981.
[7] Assessment of the TMI-2 Axial Power Shaping Rod Dynamic Test Results, GEND-INF-038, 1983.
[8] Quick Look Inspection Report on the Insertion of a Camera into the TMI-2 Reactor Vessel, GEND-030, 1983.
[9] NRC Annual Report, NUREG-1090, 1983.