圧力容器ヘッド取り外し計画の概要
TMI-2では、燃料デブリ取り出しについて、圧力容器の上部から長尺ツールをおろし、圧力容器内の冷却水中で収納缶内に燃料デブリを格納し、収納缶を上部につりあげて燃料輸送用のCanal、あるいは、別建屋の燃料プール内に移送し、一時貯蔵する方式で行われる計画が提案された（dirty-lift工法、1982.7月から具体的な工法の開始 [1]）。この方式で燃料デブリ取り出しを行うには、圧力容器ヘッドの取り外しと燃料輸送Canalへの一時貯蔵が必要であった。そのためには、一般的な吊り上げ・移送方法に基づき、事故で発生した様々な課題を解決していく必要があった。ここでは、圧力容器ヘッド取り外しに向けて実施された内部調査やプラント側の環境整備についてまとめる。概要は、上部ヘッドの取り外しに必要な現場データの取得、プラント側設備の改良、作業員のトレーニング、圧力容器ヘッド取り外し作業シークエンス、ヘッド取り外し後の燃料デブリ取り出しに向けた環境整備、作業を通じて得られた教訓、である。
作業手順の概要
1982.6月に圧力容器ヘッド取り外しタスクフォースが設置され、事故炉に固有の課題（高線量、放射性の粉じん対策、プレナム構造物や燃料デブリの取り出し、など）を考慮しつつ、一般的な圧力容器ヘッドの取り外し工法に改良がくわえられた[2]。
基本工程
まず、以下の７段階からなる基本工程が定められた。
(1) 圧力容器ヘッド内部のビデオ調査、線量測定。 ==>ドライ工法でのCanalへの輸送が可能かどうかを確認するため
(2) Canalの注水・排水系の設置、改良型Canal遮蔽（CSP: Canal Seal Plate）の設置。 ==>デブリ収納缶や圧力容器ヘッドの貯蔵に用いるCanalの長期間のリーク耐性の確保するため、放射性物質対策・遮蔽対策のため
(3) 圧力容器ヘッド貯蔵スタンドの設置、閉じ込め設備の設置 ==>長期貯蔵のため
(4) IIF(Internal Indexing Fixture)の設計改良と設置 ==>圧力容器内の水位かさあげ、プレナム構造物の放射線遮蔽（水没）のため
(5) IIF中に循環ポンプ装荷 ==>RCS(Reactor Coolant System)系の冷却水の処理、RI除去のため
(6) IIF中に遠隔水位計設置 ==>燃料デブリ取り出し中の冷却水水位の制御のため
(7) SWP(Shielded Working Platform、遮蔽付き回転作業台）設置 ==>燃料デブリ取り出し作業、各種ツール取り付けのため
作業工程表
図１に、取り外し工程の時系列を示す[1]。図２に、取り外し作業のシークエンスを示す[2]。いくつかの作業が並列で進められていることがわかる。これらの作業は、のべ162回の格納容器内立ち入り（のべ工数：341時間人）で行われた。
内部調査について
およそ以下の時系列で圧力容器ヘッドと炉心上部の内部調査が行われた。まず、圧力容器上部にとりつけられていた制御棒駆動機構（CRDM: Control Rod Drive Mechanism）のリードスクリューを取り外し、小型テレビカメラを吊り降ろして、Quick Look調査が行われた。つづいて、線量計や中性子計測器を挿入して、Quick Scanが行われた。さらに、圧力容器ヘッド内部の状態調査（Underhead Characterization）と、内部調査で明らかになった炉心上部空洞の超音波調査（Core Topography）、さらに、上部ルースデブリのサンプリングと分析が行われた。
- 1982年第３四半期 Quick Look調査（第１,２,３回）
- 1982年第４四半期 Quick Scan調査（第１回）
- 1983年第３四半期 Quick Scan調査（第２回）、Underhead Characterization、Core Topography、Core debrisサンプリング
参考：Quick Look
参考：Core Topography
参考：Core debris分析
圧力容器ヘッド上部での作業について
- 1982年第３四半期 リードスクリューとスパイダーの接続外し
- 1982年第４四半期 APSR(Axial Power-Shaping Rod)の吊り上げ、リードスクリュー接続外れ状態の確認
- 1983年第３四半期 リードスクリュー(5本)の試験的吊り上げと一時保持
- 1984年第２四半期 CRDMケーブルと接続部の撤去、モニタリングビデオシステムの吊り上げ
- 1984年第３四半期 リードスクリューの吊り上げ、一時保持、IIF取り付け、SWP取り付け
圧力容器周辺での作業について
- 1982年第４四半期 作業プラットフォーム上のファン撤去、反射体・絶縁体の撤去
- 1983年第１四半期 中性子遮蔽タンクの撤去、圧力容器ヘッドの固定鋲(stud)のフラッシング
- 1983年第２四半期 圧力容器ヘッドの固定鋲(stud)のフラッシング、中性子源検出器の較正
- 1984年第１四半期～1984年第２四半期 ヘッド固定パス緩め作業？
- 1984年第２四半期 作業プラットフォームのキャットウォーク取り付け、IIFの貯蔵庫からの搬出、Stand atmospheric enclosureの貯蔵？、IIFの組み立て
- 1984年第３四半期 圧力容器固定鋲の撤去、作業プラットフォーム遮蔽の装荷、染料モニターの装荷、IIFの吊り上げ準備、IIFガスケットの装荷、IIFレベル制御器の装荷、モニタリングカメラの装荷
RCS系での作業について
- 1982年第３四半期 RCS水位計の設置、一次系/二次系冷却水の圧力低下、同水位低下
- 1983年第４四半期 冷却水系の糸巻き浄水機(spool)撤去
- 1984年第２四半期 冷却水水質（ホウ酸濃度：5000ppm）の調製
- 1984年第３四半期 プレナムmisting系の設置？、RCS系サンプルの採集、IIF内の冷却水処理系の接続完成
ヘッド吊り上げ作業について
- 1983年第３四半期 ヘッドリフト用のTripodの調査
- 1983年第４四半期 ポーラークレーン負荷試験、ヘッドリフト用のTripodの調査
- 1984年第２四半期 AFHB(Auxiliary Fuel Handling Bridge、補助燃料取り扱いブリッジ)の移動、ジブクレーンの再稼働、ヘッド取り外し作業会合
- 1984年第３四半期 ヘッド吊り上げペンダントの装荷、ヘッド取り外しの承認、ヘッド吊り上げ作業実施
Canalでの作業について
- 1983年第４四半期～1984年第２四半期 Canalシールプレートの設置
- 1984年第２四半期 南側とDリングのキャットウォーク撤去
- 1984年第３四半期 Canal冷却水の給水と排水
#当初計画では、1983年6月にヘッド取り外しの予定であった。ポーラークレーンの再稼働試験や性能確認試験は、その７か月前に予定されていた。しかし、ポーラークレーンの準備作業が、予算不足もあって、約14か月遅延した。このため、圧力容器ヘッド取り外しは、1984年7月に実施された。取り外したヘッドは貯蔵スタンド内に一時保管され、圧力容器上部へのIIF取り付けが優先された。
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準備作業、準備工程
重要ドキュメント
ヘッド吊り上げ計画書[2]、原子炉解体・燃料取り出し計画書[3]、ヘッドルチア下スケジュールと修正案[4]に、関連作業の方法、安全評価、エンジニアリングメモがそれぞれ記載されている。TMI-2廃炉作業にかかわる組織体として、NRC（Nuclear Regulatory Commssion）、SAB（Safety Advisory Board）、TAAG（Technical Advisory and Assistance Group）、GORB（General Operations Review）、および、Readiness Review Committee for Reactor Vessel Head Removalが置かれ、重要ドキュメントのレビューが行われた。
運営・管理マネージメント
あらかじめ、GPU社が圧力容器ヘッド吊り上げの技術的な前提条件リストを作成し、技術成熟度レビュー委員会（Readiness Review Committee）において作業安全性の観点でレビュー（メンバーは、GPU社のexecutiveレベル、議長はGPU社副社長）がなされた。前提条件リストは毎週更新され、委員会で報告された。委員会では、必要な作業や課題の抽出のサポートも行われた。特に重要な課題については、以下の外部専門家を含む委員会でレビューが行われた。
SAB(Safety Advisory Board)
GPU社社長が立ち上げ、公衆への情報提供、作業員の健康管理、安全管理についてのマネージメントを、GPU社とは独立して実施する会議体である。GPU社と外部の組織とのコミュニケーションのサポートも担当していた。広いバックグラウンドをもつ有識者で構成されていた。圧力容器ヘッド取り外しについては、取り外しの数か月前に、取り外し作業の概要計画の報告を受けた（四半期ごとの報告として）。
TAAG(Technical Advisory and Assistance Group)
GPU社社長が立ち上げ、GPU社とは独立した技術レビューにより、作業安全性のクロスチェックが行われた。約10人の委員と、重要課題ごとに臨時委員で構成された。GPU社、NRC、DOEから提示された現場作業に対するリクエストに対応した。TAAGとSABはヘッド取り外しについては連携してレビューを進めた。
GORB(General Operations Review)
GPU社の執行役員が議長を担当した。GORBのメンバーは、GPU社職員と独立したコンサルタントからなっていた。核物質取り扱い、放射線取扱の安全性、およびその現場マネージメントに関する個別の重要課題について、承認を与えた。GORBのメンバーは、いつでも、上級執行役員、取締役会、関連会社の取締役会、および、そこに所属する個々のメンバーに、それぞれが責任をもつ用件について、意見具申することができた。
トレーニング
現場作業での作業員の被ばくを最小化するために、トレーニングが重視された。トレーニングレベルは、単純なブリーフィングからフルスケールモックアップまで、作業の難易度と被ばく線量低下の見込みによって定められた。モックアップ試験については、以下の項目で行われている。
CRDMとヘッド上部構造物のモックアップ
Quick Look計画で行われた、ビデオ撮影、Topography調査、デブリサンプリング、リードスクリュー接続外しと引き上げ、CRDM開口部の設置、などの現場作業のモックアップ試験を行うための設備が、タービン建屋１階に設置された。実寸大のCRDM１機、CRDM案内管のプラスチックレプリカ、実寸第の作業プラットフォーム、などを用いて、CRDM取り外しやベント作業、リードスクリューの一時待機位置への引き上げ作業、などのトレーニングが行われた。
プレナムカバーとヘッドインターフェースのモックアップ
ヘッドブーツ（遮蔽体のこと？）の取り付け、内部調査カメラの位置決め、リードスクリュー吊上げ高さのモニタリング、作業員間のコミュニケーション、指揮所と作業員のコミュニケーション、などのモックアップ試験を行うためにの設備が設置された。上部プレナム構造物の木製あるいはプラスチック製のモックアップ設備が設置された。さらに、その内部のCRGTなども模擬された。上部では、ヘッドフランジが模擬された。この装置を用いて、汚染制御アッセンブリのモックアップ、ヘッドブーツの装荷法の実行可能性や遮蔽能力のモックアップ、内部調査カメラの位置決めや上下動のモニタリング装置のモックアップ、等が行われた。
IIFと作業プラットフォームのモックアップ
実寸大の鉄製のシリンダーによるIIF模擬体に配管系を付属した。圧力容器内のカメラ探査や各種接続のモックアップ試験が行われた。作業プラットフォームモックアップでは、その据え付け性、つり込み手順などの確認が行われた。IIF内での作業や水位確認のモックアップ試験も行われた。モックアップ試験後に、プラットフォーム、IIF内の設備、RCSサンプリング系、水位モニターなどは、TMI-2炉の現場に移送された。
Reactor vesselの接続スタッブを緩めるモックアップ
２個のフルサイズのスタッブを含む構造物のモックアップ。スタッブの表裏面とも。スタッブ緩め作業の訓練。スタッブクリーニングツール、スタッブ緩め技術（液体窒素使用）、も実施。スタッブゆるめ工具のモックアップ。
補助ハンドリングブリッジモックアップ
フルサイズモックアップ。マストやトロリーの建屋からの取り外しの練習。
トレーニングのまとめ
モックアップトレーニングは、ヘッド取り外し作業の安全で効率的な作業に極めて有効。
モックアップトレーニングにより、効率的な時間配分や手順が工夫された。
作業員の想定被ばく量を大きく低減できた。
圧力容器内部のデータ採集
1982-1983にかけて、Underhead data acquisition計画。ヘッド内の調査（Quick Lookでのビデオ調査、APSR挿入試験、topography、ルースデブリサンプル分析）と５本のリードスクリューを一時保持位置に試験的に吊り上げ。èヘッド吊り上げに必要なデータを取得。
〇Quick Look 1,2,3（概要を簡単に、詳細は引用）
上部ヘッド取り出しの準備工程として、CRDM取り外し、その開口部を使ったカメラ調査の一環として実施。圧力容器上部の作業プラットフォームからミサイルシールドまでの距離が短かったため、CRDM取り外しには複雑な手順が必要だった。
そこで、小サイズのカメラを、リードスクリュー開口部から、炉内に吊り下げる工法が採用された。H8,B8,E9の３か所（これらのラインでは、他の列に比べミサイルシールドまでの距離が比較的余裕があった。）。hoistで３本のリードスクリュー吊り上げ、一部は分析、一部は廃棄物として保管。
1982.7.19、H8リードスクリュー取り外し、最初のカメラ調査。
8.5-6、E9とB8を取り外しQuick Look2（B8は、残留していたスパイダーに邪魔されて下まで下げられず）
8.12、再調査+探針調査
炉心上部は大きく損傷、上部プレナム構造物はほぼ無傷、いくつかの上部端栓が上部格子からぶらさがり。上部空洞の深さは約1.5m、探針の侵入深さは約35cm
〇Underhead data acquisition
Quick Scan計画、Underhead characterization試験、開始（82.12月から）
Quick Scan1では、H8,E9から線量計を吊り下げ。プレナム上部とヘッド内の線量を始めて測定。
Quick Scan2は、CRDMを取り外した後で、Underhead characterizationの一環として実施
H8リードスクリューのモーターと支持管（上部ヘッドの貫通部）を取り外し、圧力ヘッド内への貫通孔サイズを拡大。改良型のhoistでH8-CRDM全体を取り外し。その後に、まにゅぴれーた作業をサポートする新たな案内管を取り付け。
上部ヘッド内のビデオ観察、プレナムカバー付着デブリのサンプリング、線量測定、
ここでのビデオ撮影は、上部プレナム構造物を完全に水没させた後で実施（自然発火性の懸念）。
Quick Scan1,2では微粒子デブリがプレナムカバーの上に堆積を観測。è自然発火性試験
自然発火試験の結果が出る前に、付着デブリのフラッシングシステムが設計・調達された。しかし、付着デブリの状態（大した量がない）と、自然発火確認試験の結果を受けて、付着デブリフラッシング計画はキャンセルされた。
線量測定結果は、6Sv/h(B8,E9)、10Sv/h(H8)。
ヘッド取り外し時の線量評価をコンピュータ解析（ISOSHLD、Grace-1,2コード）で実施。
燃料交換用Canalエリアでの取り外したヘッドでの線量評価。実工程での読み取り値は4~6桁小さい値であった。è上部ヘッドの取り外し、Canalへの移送は、Canalを水没させなくてもできるとされた
[4] Underhead Data Acquisition Program, TPO/TMI-110, 1984
〇APSR挿入試験
25%引き抜き位置。CRDMの状況（損傷状態）調査。リードスクリュー接続をはずし、一時保持ポジションまで引き上げた。
〇Core Topography
1983.8.31-9.1 上部空洞の詳細データ取得のための超音波探査。
H-8の新たなサポート管を通じてプローブ吊り下げ、50万点の点群データ。3Dモデル。
上部空洞内の定量的なデータ取得
上部格子からいくつも集合体上部がぶらさがり、数10cm程度。上部空洞はおよそ炉心中心から円柱状に広がり。約40体の外周部の集合体は部分的に残留
〇上部ルースデブリのサンプリング
1983.9-10月、６個のルースデブリサンプル採集と構外輸送
粒度分布、組成、FP含有、放射能量、線量、密度、自然発火性物質の存在、外観
1984.5月、追加で5個のサンプリング
〇リードスクリューの試験的吊り上げと保持
リードスクリューのうち４本を試験的に吊り上げ、作業プラットフォームの線量増加を測定
リードスクリューをすべて吊り上げた場合の予測線量（210mSv/h、接触線量として）è2cm厚の鉛遮蔽を作業プラットフォームの周りに配置することを予定
試験的つり上げでの線量は80mSv/h（鉛遮蔽なしの接触線量）è鉛遮蔽を置いた時の作業スペースの予測線量を8mSv/hに変更。作業中の実測値は、さらに予測値を下回った。
[6] Disposition of Leadscrew During Reactor Vessel Head Removal, TPO/TMI-101, 1984
参考文献
[1] P.R. Bengel, M.D. Smith, G.A. Estabrook, TMI-2 Reactor Vessel Head Removal, GEND-044, 1985.
[2] The planning Study for Reactor Vessel Head Removal, TPO/TMI-022, 1982.
[3] The Technical Plan for Reactor Disassembly and Defueling, TPO/TMI-005, 1982.
[4] Detailed Head Lift Schedule, IDS-100.
[5] Underhead Data Acquisition Program, TPO/TMI-110, 1984.
[6] Disposition of Leadscrew During Reactor Vessel Head Removal, TPO/TMI-101, 1984.