炉心上部構造物（UCSA）の切断解体

図１　上部炉心支持構造物（UCSA）の構成と配置 [1]

　1987年から、炉心部からの破損燃料集合体と溶融凝固デブリの取り出しと並行して、炉心下部構造物（LCSA）と炉心上部構造物（UCSA）の解体撤去とデブリ回収計画の検討が具体的に進められた[1]。

　LCSAについては、初期案として、中央部に約1.2m角の開口部を設け、そこから長尺ツールや真空吸引システムを挿入して、LCSA内の堆積デブリや下部プレナムの堆積デブリを回収する工法が提案された[2]。しかし、下部プレナム調査[3]とコアボーリング調査[4]により、約9～19トンのデブリが下部プレナムに広範囲に堆積していることが明らかになり、さらに、炉心部からの溶融凝固デブリや切り株燃料集合体の取り出し作業の後に実施されたビデオ調査により、作業中に数トン規模で粒子デブリや破損燃料棒がLCSA内に崩落したことが確認された。そこで、５層構造のLCSAを１層ずつ、できるだけ広範囲に切断解体して撤去し、大きな開口部を形成する工法に修正された[1]。

　1988年に、ほぼ１年かけて、主に、コアボーリング装置（CBM）とプラズマアークトーチによる切断システム（ACES）を用いてLCSAの切断解体が行われた[1]。また、LCSA内の堆積デブリについては、冷却水を用いたフラッシングや、長尺ツールによる破砕・クリーニング、および、エアリフトによる吸引回収が行われた。

　1989年の第１四半期に、下部プレナムデブリの破砕・回収作業が進められ、第２四半期から、UCSAの切断解体とコアフォーマ領域からのデブリ取り出しが開始された[1]。ここでは、UCSAの切断解体とコアフォーマ領域からのデブリ取り出しの概要をまとめる。

参考：炉心下部構造物（LCSA）の切断解体

参考：下部プレナム調査

参考：コアボーリング調査

UCSAの構造とデブリ堆積状態

　図１に、UCSAの全体構造を示す[1]。

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  図２(a)　R６/R７燃料集合体周辺の様子とバッフルプレートの開口部 [2]
  炉心支持遮蔽（CSS: Core Support Shield）：　約3.8m径、約2.9m高さからなる、SS製の円筒構造で、その上部フランジは圧力容器に固定されている。下部フランジは容器槽にボルト固定されている。炉心と上部プレナム構造物の重量を圧力容器に伝える役割を担っている。また、コールドレグから来た冷却水を圧力容器底部に流し、炉心部で加熱された冷却水をホットレグに流すという冷却水フローを形成する役割も担っている。本来は、上部プレナム構造物と接続しているが、上部プレナム構造物はすでに撤去されている。
• 熱遮蔽（Thermal Shield）：　約3.8m径、約4.2m高さからなる、SS製の円筒構造で。約5cmの厚身を有し、容器槽の外側を囲んでいる。容器槽との間のギャップは約2.5cmの円環状である。圧力容器内壁とのギャップは約25cmの円環状である。下部プレナムの初期の調査はここを通じて行われた。３本の計測配管が、外側ギャップ内に配置され、熱遮蔽にボルト止めされている。炉心部の熱を遮蔽する役割を担っており、耐力壁でなく、冷却水のフローを作る役割は持っていない。
• 容器槽（Core Barrel Assembly）：　約3.7m径、約4.3m高さ、約5cm厚さのSS製の円筒構造で、上部でCSSにボルトとめ、下部でLCSAにボルトとめされている。炉心重量を保持する役割を担っている。運転中はバイパスフローにより、UCSAを冷却する。その内側に、水平のコアフォーマプレート（８層）と垂直のバッフルプレート（36枚）がとりつけられている。その内部に燃料集合体を保持し、冷却水のフローを作る役割を担っている。
• コアフォーマプレート：　約3.2cm厚さのSS製で、容器槽の内側に８層構造で取り付けられている。容器槽にボルトとめされている。水平プレート面に約3.3cm径のフローホールがある。
• バッフルプレート：　約1.9cm厚さのSS製で、コアフォーマープレートにボルト固定されている（864本）。そのうち、108本はロッキングピンで溶接固定されている。バッフルプレート相互でもボルト固定されている。（612本）。いずれも溶接固定である。接続ボルトは、くぼみにボルトヘッドが埋まる方式で接続されている。バッフルプレートは、場所によって113～20cm幅であり、4枚の113cm幅プレート（集合体５体分）と、炉心角部分の階段形状プレートで形成されている。

UCSAの破損とデブリの堆積状態

　コアフォーマ領域に、ビデオカメラとファイバースコープを挿入して画像調査が行われた。また、炉心側からのγ線測定も行われた。その結果、以下の観測結果が得られた。

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  図２(b)　バッフルプレート破損個所の模式図 [8]
  バッフル板に大きな開口部が１箇所（約1.8m高さ x 0.6m幅）形成されていた（炉心南東側、R6/R7集合体付近）。また、コアフォーマプレートが一部欠落し、近くにもう１箇所小さい開口部が存在していた。図２(a)に、周辺のデブリを回収した後のこの領域の写真を示す[2]。あわせて、図２(b)に、模式図を示す[8]。
• この開口部を経由して、溶融デブリが、ほぼ全周にわたって侵入し、堆積していた。さらに、フローホールを経由して下層のコアフォーマプレートに移行し、一番下のコアフォーマプレートからLCSAや下部プレナムにも移行していた。
• R6/R7領域以外では、UCSAの構造材とデブリの相互作用の痕跡は見られなかった。
• 溶融凝固デブリは、多くのコアフォーマプレートのフローホール内に存在し、これを閉塞していた。
• UCSA内のデブリ量は約4.1トンと推定された。
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  図３　コアフォーマ領域へのデブリの侵入と分布 [9]
  コアフォーマ内のデブリ分布は非均質だが、デブリの存在しない場所はなかった。図３に、デブリ分布の推定図を示す[9]。比較的下層にデブリが多く存在していることがわかる。
• バッフルプレートには一部変色が見られ、高温物質と接触したためと推定された。また、開口部近くの南東部のバッフルプレートの間にクラックが見つかった。
• バッフルプレートやコアフォーマプレートの上に、溶融凝固デブリのうすいフィルム構造が観測された。
• コアフォーマプレートの水平面には、微粒子デブリが堆積しており、一部はフラッシング可能と判断された。下層のコアフォーマプレートには溶融凝固デブリが固着していると推定された。これは長尺ツールなどで破砕可能と判断された。
• バッフルプレートの取り付けボルトのくぼみにデブリが堆積していた。しかし、ボルトの損傷は見られなかった。
• 容器槽と熱遮蔽の間のビデオ調査では、容器槽の損傷とデブリ堆積は見られなかった。容器槽はデブリにより貫通されていないと判定された。
• バッフルプレートへの接触γ線測定では、炉心中央位置で3000R/h、上下では若干小さい値が得られた。

UCSAの解体とデブリ取り出し工法の検討

　UCSAの切断解体とデブリ取り出しに向けて、以下の検討が行われた[1]。図４(a)(b)(c)に、LCSA切断解体時点での圧力容器内部の様子を示す[6]。

• 堆積デブリのうち、ルースデブリの大半は低圧水フラッシングで除去できる。作業位置は、すべての水平プレートと、容器槽と熱遮蔽の間を予定する。さらに、低圧水フラッシングは、炉心部や下部プレナムからのデブリ回収が完了した後に、最終クリーニングとしても実施する。既存の長尺ツールで実施可能である。
• 最もチャレンジングなのは、約4.1トンの固着したデブリである。既存のフローホールからではアクセス困難である。以下の手順でUCSA切断解体とデブリ除去を進める。

1. バッフルプレートの炉心側表面のクリーニングで、付着デブリやR6/R7開口部周辺の詰まりデブリ、ボルトヘッド座繰り加工内の付着デブリを除去する。
2. プラズマトーチ（ACES）で、バッフルプレートを垂直方向に８枚に切断（できるだけ均等重量になるように）する。幅広のプレート部分では、まず縦方向に、次に水平方向に、接続ボルトの位置を交わして切断する。角プレートは、４パーツに解体する。
3. 油圧レンチやソケットレンチで、コアフォーマに取り付けられている1476本のうち、576本のボルトを撤去する（重量を保持する何本かを残して）。コアフォーマ領域へのアクセスが可能となる。
4. これらの作業で使用する長尺ツールのフィージビリティはモックアップ試験で確認する。
5. もし、取付ボルトがレンチで取れない場合には、ドリルユニットで掘削、あるいは、プラズマトーチで切断する。
6. 吊り上げツールをバッフルプレートの上部に接続した後で、残りのボルトを撤去し、バッフルプレートを吊り上げる。
7. バッフルプレート裏面のクリーニングを行う。
8. これにより、これにより、バッフルプレートに開口部が形成され、コアフォーマプレートへのアクセスが可能になる。
9. この作業を、８分割したバッフルプレート領域ごとに繰り返す。また、作業中に、できるだけデブリを除去し、下部プレナムに落下させてから、バッフルプレートを吊り上げ、Core Flood Tankに移動する。（場合によっては、切断したバッフルプレートは、RPVから外に出さないオプションも検討する。）
10. バッフルプレート切断撤去後に、フローホールやボルト周辺の固着デブリを長尺ツールやAWJで除去する。
11. UCSA最下部では、下部格子との接合部をプラズマアークで切断する。
12. コアフォーマプレート、バッフルプレート、コアバレルの内側の固着デブリのかきとりを行う。　

図４(a)　LCSA切断解体時点でのRPV内模式図 [6]

図４(b)　コアフォーマプレート上へのデブリ堆積の模式図 [6]

図４(c)　バッフルプレート撤去後のコアフォーマ領域の模式図 [6]

　これらの検討に基づいて、UCSAの切断解体取り出し計画が完成し、NRCによって認可された。1988年内に、必要ツールの設計・製作・機能確認が行われ、さらに予備的にボルト撤去作業が行われた。

図５　プラズマアークトーチによるバッフルプレート切断の様子 [7]

　その結果、チャレンジした９本の内、５本で切断に成功したが、４本は装置故障でうまくいかなかった。また、画像データの不足していること、開口部のクリーンアップが不十分であることが明らかになった。図５に、ACESによるバッフルプレート切断作業の様子を示す[7]。

UCSAの解体とデブリ取り出し作業

　1989年の第二四半期から、UCSAの切断解体とコアフォーマ領域からのデブリ除去回収作業が開始された[1]。前年に認可を受けた計画通りに、以下の手順で作業が進められた。

1. ACESにより、バッフルプレートを縦方向に８分割（36枚のプレートすべてについて、ボルト撤去して解体するのは時間がかかるため、プラズマアークで８分割）
2. 864本のコアフォーマへの取付ボルト撤去（油圧レンチとドリルツール使用）。
3. 2本のクランプを切り出した８分割したバッフルプレートの上部にとりつけて、コアフォーマプレートから分離。さらに、バッフルプレートの表裏面をフラッシング。
4. コアフォーマ領域に堆積していたデブリかき落とし（主にAWJとフラッシング使用）。大きなデブリ粒子は、長尺ツールで叩き落とし。
5. この作業を８分割分繰り返し。いったんデブリ吸引したコアフォーマ領域にデブリが再度移行しないように、防護プレートを取り付け。

• コアフォーマ領域からのデブリ除去回収後に、下部プレナム残留デブリのエアリフトや長尺ツールによる回収が行われた。
• さらに、1989年12月に、炉心上部から下部に向けて、フラッシングとデブリかきとり作業が行われた。
• 最終クリーンアップ作業は1990年２月まで行われた。
• ここまでの作業により、炉心物質の99.7%を取り出したと判断された。

参考文献

[1] J.M. Rodabaugh et al., Disassembly and Defueling of the Three Mile Island Unit 2 Upper Core Support Assembly, Nucl. Technol. 87 (1989) 1117-1121.

[2] L.H. Porter and W.E. Austin, Disassembly and Defueling of the Three Mile Island Unit 2 Reactor Vessel Lower Core Support Assembly, Nucl. Technol. 87 (1989) 595-608.

[3] J.P. Adams et al., EGG-TMI-7429, J.P. Adams, TMI-2 Lower Plenum Video Data Summary, 1987.

[4] E.L. Tolman et al., EGG-TMI-7385-R1, E.L. Tolman, TMI-2 Core Bore Acquisition Summary Report, 1987.

[5] GEND-063, USDOE, Three Mile Island Research and Development Program 1987 Annual Report, 1988.

[6] USDOE, DOE/ID-10289, Three Mile Island Research and Development Program 1989 Annual Report, 1990.

[7] ペンシルバニア州立大学のTMI-2知見のアーカイブサイト、https://libraries.psu.edu/about/collections/three-mile-island-2-recovery-and-decontamination

[8] A.W. Cronenberg and E.L. Tolman, Thermal Interaction of Core Melt Debris with Three Mile Island Unit 2 Vessel Components, Nucl. Technol. 87 (1989) 273-282.

[9] J.L. Anderson and J.J. Sienicki, Thermal Behavior of Molten Corium during the Three Mile Island Unit 2 Core Relocation Event, Nucl. Technol. 87 (1989) 283-293.