TMI-2の燃料取出し活動に基づく米国の見解
第6回国際フォーラム
福島第一原子力発電所の廃炉について
福島県 2022年8月2８日～29日

プレゼンター：ジョイ・レンペ
寄稿者Joy Rempe, Rempe and Associates, LLC; Mitch Farmer, Argonne National Laboratory; DamianPeko, U.S. Department of Energy; and Donald Marksberry, U.S. Nuclear Regulatory Commission;1

TMI-2の背景

1979年3月28日 スリーマイル島2号機(TMI-2)事故▪ 設計•

バブコック・アンド・ウィルコックス社製加圧水型原子炉2基（2,772MWt/基）。

• 大型乾式格納容器に格納された2ループの原子力蒸気供給システム• 設計の安全性に関して「タイタニック」的な考え方が存在▪ イベント推移• 復水研磨脱塩装置メンテナンス時に蒸気発生器給水が喪失• 加圧器のパイロット式リリーフバルブが閉まらず、未検出のまま小破して冷却水喪失事故に繋がった

画像提供：EPRI (1979) Analysis of Three Mile Island - Unit 2Accident.Electric Power Research Institute Nuclear Safety
Analyses Center Report NSAC-80-1、p.28/531。

• その後のオペレーターの対応で重大な事故が発生- 炉心領域の約26％がボイド化; 2万kgの物質が原子炉圧力容器(RPV)下部ヘッドに移行- 水素の放出で格納容器に引火• 放射性物質の放出は限定的。15 Ci (560 E9 Bq) のIodine-131; 国際原子力事象評価尺度 (INES) レベル 5 [福島第一の事故はINESレベル7と評価]。
• 15マイル圏内の144,000人が最長1週間自主避難

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第一に適用される洞察TMI-2 クリーンアップ情報ニーズの特定と優先順位付けのためのアプローチ▪ プロセスは、計測データ、事故後の調査、既存のシビアアクシデントの知識、工学的分析に依存▪ 当初はプラントの安定化に努め、その後、クリーンアップに注力▪ 以下の点に着目した活動の優先順位付けのポイント• 将来の放射線放出とサイトの危険性を最小化すること• 安全かつ効率的なクリーンアップを確実にすること• 資源が許す限り、事故の進展と原子炉の安全性向上に関する不確実性を低減すること• 原子炉の安全に関する知見のために望ましく、クリーンアップのために必要な最も優先順位の高い情報
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TMI-2の背景

様々なデブリの取出し方法を採用

コアボアマシン（適応型マイニングドリル）

6つの主要な領域：炉心空洞、下部炉心支持アセンブリ（LCSA）、炉心バッフル板の後部と内部、下部原子炉容器ヘッド、プラント内の「他の場所」
位置の形状やデブリの種類が異なれば、取出し方法も異なる。
▪ コアボアマシン（溶融コア固化、LSCA切断）▪ 切断（プラズマアーク、油圧剪断機、のこぎり）▪ バルク除去（エアリフト）▪ ミニ潜水艦（加圧器内）▪ 手動制御機器（グリッパー、バケット）▪ 課題とその解決策▪ 現場での修理（モックアップとテスト、予備品と修理用具）▪ 異なるデブリ/構造物特性（プロトタイプテスト）▪ 水の透明度（過酸化水素）▪ 不均質性（サンプルの分布と質量）

手動ス
クーパー

コアグラブ
サンプルツ
ール

TMI-2の原子炉容器と格納容器が無傷であることから、クリーンアップが画像提供：EnergySolutions、INL容易になった。

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TMI-2の背景

クリーンアップと原子炉安全に関する知見につながる調査

K-9の炉内画像からわかる物質間相互作用と被覆管溶融の様子

画像提供：INL、EnergySolutions

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TMI-2の背景

原子炉の安全性に関する知見を提供し、その後の燃料取出しを促進したコアボアマシン(a)▪ コアボア試料採取のための燃料取出しを一時停止▪ デブリと残存燃料構造物の全長コアサンプル9個を取得

(b)

(c)

(d)

コアボアマシン（適応型マイニングドリル）
画像提供：INL、EnergySolutions(a)周辺コア位置D8、（b）中心位置G8、（c）周辺位置G12、（d）中心位置K9のコアボア試料のモザイク写真▪ 主目的：過酷事故コードのベンチマーク（元素組成酸化状態、物質間相互作用、ピーク温度、保持される核分裂生成物）▪ 副次的目的：燃料除去計画のサポート、下部炉心支持構造へのアクセスの提供▪ 燃料取出しが再開されると、コアボアマシンは硬質層を破壊するために再利用され、最終的には炉心支持構造を破壊した

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TMI-2の背景

TMI-2 調査の考え方
入手希望の情報方法

計画上の用途・コメント

オンサイト（In-situ）
デブリの位置、トポグラフィー、視覚イメージ（写真、 炉心損傷とデブリ位置、溶融の進行、および後続のサンプル選択のための知見の獲得。除去前のサンプ
燃料及び構造物の損傷（歪 ビデオ等）
ルの状態を記録
み、スランプ、溶融、フラグメンテーション、酸化、振り返り： 燃料取出しの計画・設計とモデルの開発・非対称性等）
確認のための最も有用な情報であり、クリーンアップのためにも必要であった
デブリの位置とトポグラフィー

超音波トポグラフィー 映像のバックアップ、デブリ位置についての考察;
システム
燃料取出し作業中に一貫して使用
振り返り：グロスモデルの開発・確認に有用な情報であった。デブリ除去、輸送、保管用機器の設計と認証のための確証データともなった

画像提供：
EnergySolutions、INL

TMI-2試験依頼に関する追加情報については、
EGG-TMI-6169（https://inldigitallibrary.inl.gov/TMI/EGG-TMI-6169-r1.pdf#search=EGG%2DTMI%2D6169）
を参照
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TMI-2の背景

TMI-2 調査の考え方（続き）
入手希望の情報

画像提供：INLおよびエナジーソリューションズ

方法

計画上の用途・コメント

ラボ
原子炉冷却水システム 化学、放射化学及 温度及び核分裂性物質の移動の構造とコンポーネント び冶金試験、沈着 と沈着(deposition)のコード予測に関する情報のベンチマークのためのデータ。
した物質（ピーク温度、温度履 (deposits)の物理 必要であれば新たなモデルを開歴および沈着した的特性の計測の 発。
(deposited)核分裂性物 ためのラボ技術
質のインベントリー、分
振り返りのコメント：核分裂性物
布、形状、サイズ（微粒質の分布及び温度に関する情子の場合））
報は、グロスモデルの校正（calibration)に使用

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TMI-2の背景

TMI-2 調査の考え方（続き））
入手希望の情報方法

計画上の用途/コメント

ラボ

破損した燃料棒

下部ヘッド
グラフィック提供：
EnergySolutions

剥離したデブリ - 組成、核分裂生成物の保持・放出、物理的形状（サイズ、ポロシティ、浸透率）、ピーク温度、液化温
温度及び核分裂性物質の移動と沈着(deposition)
度、冷却速度）のコード予測開発とベンチマークのためのデータ。
燃料棒セグメント - 溶融し破片となったデブリ間の境界ないし必要であれば新たなモデルを開発。原子炉圧力容
遷移領域における燃料棒の特性評価; 溶融していない
化学、同位体、元素、放射化学、 器の機能と潜在的な破損モードに関する知見の習(intact)ペレットの核分裂性物資の保持・放出、酸化燃料、ガンマスキャン、金属組織調査及 得。
液化燃料、燃料・被覆管相互作用、被覆管に残った機能、び様々なラボベースの方法（プッ
ピーク燃料及び被覆管温度コリウム、シュロッド膨張率測定、レーザー 振り返り：位置に依存する組成データと核分裂性
圧力容器、 コア階層化サンプル (燃料と制御棒を含んだボアサンプル）フラッシュ拡散率等）が、機械的 データはグロスモデルの校正に有用であったが、特ノズルサンプ 組成（燃料と燃料以外の割合）、物質間相互作用（損傷、物（硬さ、引っ張り強度、圧縮強度） 性は酸化とポロシティによって変化。未照射物質の質間相互作用）、核分裂性物質の保持・放出、冷却に関するル及び熱的特性（濃度、熱伝導率、 データ取得は比較的容易（必要に応じ照射効果を情報（ポロシティ、浸透率）、核分裂性物質の保持・放出）
熱膨張係数、特定熱容量、液化 確認）。ピーク温度の情報はモデル結果のグロス校コンポーネント（スペーサグリッド、炉内計装機器、エンド温度）把握のために用いられた 正に対してのみ有用。燃料の取出し、輸送及び保ピース、容器の鋼(vessel steel) - ピーク温度と物質間相互作管のための機器の設計及び認証の確証データ。低用の特性評価
部ヘッドのデブリ・構造境界面の性状を把握するための追加データ・写真があれば有用だった
容器下部ヘッドに移行したデブリ（破砕後のデブリ硬化層からのグラブサンプル） - 組成、核分裂性物質の保持・放出
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TMI-2の背景

事故進展の知見に関するコンセンサス形成のための国際的参加の重要な面▪ 国際プログラムでは、サンプル調査、単体試験、システム解析コード計算などが実施された。
▪ EU共同研究センター、カナダ、フランス、ドイツ、スウェーデン、日本、スイス、英国の研究所により実験は実施された。
▪ デブリの「グラブ」サンプルと燃料棒のセグメントを含む▪ ピーク温度、元素組成、化学形態、酸化状態、物質間相互作用、形態、核分裂生成物の保持、冷却速度・雰囲気に着目▪ 調査データ、単体テスト情報、解析コード結果やディスカッションにより、事故進展に関する重要な知見のコンセンサスが得られた。
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画像提供：JRC、INL

各RPV領域内の移動した(relocated)物質の質量と組成
核分裂生成物保持
冷却性酸化状態
水素発生の可能性
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TMI-2の背景

本調査は燃料取出し、輸送、貯蔵を支える手助けになった
1986年から2001年まで
INL TAN施設内
使用済燃料貯蔵
プールでの湿式貯蔵

燃料と破片の貯蔵 アイ
ダホ国立研究所 (INL)

2000 - 2001
プールから取り出し、脱水、乾燥し、INL INTEC施設（25マイル/40km）にて乾式貯蔵~2200マイル/ 3450km

鉄道輸送用キャ
スク1基につき7キャニスター、1回の出荷で最大3キャスク
ス リーマイル島 ペンシルバ
ニア州ミドルタウン

画像提供：INL、EnergySolutions

1986年から1990年
INLへの鉄道輸送キャスクによる49回の輸送で、342キャニスター分の燃料とデブリを運んだ
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第一に適用される洞察TMI-2と1Fの燃料取出しの課
題は似ている▪ 知識が不完全であること• 燃料含有物質の位置• 取出し装置や出荷用キャニスターを設計するための材料特性• 最も汚染がひどい場所▪ 燃料取出しの安全性の懸念

• 崩壊熱
• 再臨界
• 燃焼・発熱反応• 放射性物質の放出（粉塵の発生）• 格納容器または圧力容器の構造的欠陥（荷重低下(load drop)、地震）• その他（産業労働安全、防火など）▪ ステークホルダーとのコミュニケーション
画像提供：東京電力
ホールディングス、エナジーソリューシ
ョンズ

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最後に
▪ 当時、TMI-2の事故とクリーンアップ作業の課題は前例のないものだったが、「ステップ・バイ・ステップ」方式でフレキシブルに取り組んだ

画像提供：NDF（2021）「東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉に向けた技術戦略プラン2021」。

• 情報要求に対する幅広いステークホルダーの意見• 専門技術開発（既存手法の応用）• コミュニケーションに役立つエンドステートダイアグラムと3Dモデル（新たなデータの取得に応じて更新）• 過酷事故システム解析コード開発• 国内・海外プログラム• 透明性の高いパブリックコミュニケーション▪ 日本は、より複雑な1FのD&Dに対処するため、体系的な「ステップ・バイ・ステップ」方式を適用している• 情報要求の特定と優先順位付けのための幅広いステークホルダーからの情報提供（日本の文科省と米国DOEとの覚書）• モックアップによる先行技術開発とテスト（一部の技術は通常の運用・保守への応用もある）• コミュニケーションのための2Dおよび3Dビジュアライゼーション手法（新たなデータの取得に応じて更新）• 過酷事故システム解析コードの拡張（その後のD&Dの促進）• 国内外プログラム（事故進展に関する共通認識の促進）• 透明性のあるパブリックコミュニケーション（ステークホルダーとの交流を促進するウェブサイト、公開会議など）
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