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VIP（Vessel Investigation Project）プロジェクト

Kurata Masaki — Wed, 24 Jun 2026 04:11:44 GMT

VIPプロジェクト立案までの経緯

← 古い版		2026年6月24日 (水) 13:11時点における版
11行目:		11行目:
	圧力容器内の調査やクリーンアップ作業の技術的なサポートは、<span style="color:blue">'''GEND体制'''</span>で行われた（GEND: GPU社、EPRI、NRC、DOE）[6]。その中で、事故進展解析については、<span style="color:blue">'''AEP（Accident Evaluation Program）'''</span>において進められた。炉心上部の燃料集合体の損傷・崩落メカニズム、炉心加熱と炉心中央での溶融プール形成メカニズ、溶融デブリの下部プレナムへの移行メカニズム、などが検討され、それらの過程でのFP放出・移行の評価が行われた（成果は、DOE年次レポートで報告された）。他方、国際協力として、OECD/NEA/CSNIにおいてもAEPが進められ、複数国・機関がこれに参加した。TMI-2の事故解析や内部調査が進捗するにつれて、下部プレナムに移行したデブリのふるまい、及び、下部ヘッドの損傷（デブリ放出までのマージン）が重要課題として顕在化した。		圧力容器内の調査やクリーンアップ作業の技術的なサポートは、<span style="color:blue">'''GEND体制'''</span>で行われた（GEND: GPU社、EPRI、NRC、DOE）[6]。その中で、事故進展解析については、<span style="color:blue">'''AEP（Accident Evaluation Program）'''</span>において進められた。炉心上部の燃料集合体の損傷・崩落メカニズム、炉心加熱と炉心中央での溶融プール形成メカニズ、溶融デブリの下部プレナムへの移行メカニズム、などが検討され、それらの過程でのFP放出・移行の評価が行われた（成果は、DOE年次レポートで報告された）。他方、国際協力として、OECD/NEA/CSNIにおいてもAEPが進められ、複数国・機関がこれに参加した。TMI-2の事故解析や内部調査が進捗するにつれて、下部プレナムに移行したデブリのふるまい、及び、下部ヘッドの損傷（デブリ放出までのマージン）が重要課題として顕在化した。

	これらを背景として、1987年10月に、米国NRCが、OECD/NEA/CSNIの枠組みにおいて、下部ヘッドサンプルの分析と損傷マージンの解析に係る国際共同プロジェクト提案を行った（<span style="color:blue">'''VIPプロジェクト'''</span>）[7]。このプロジェクトには、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、米国が参加することとなった。VIPプロジェクトにおいて、各国が予算拠出し、Vessel鋼と下部ヘッド貫通部（インコアモニターノズルと案内管）のサンプル採集、各国・機関への輸送と分析が行われることとなった。さらに、すでに取り出されていた下部プレナムハードデブリについても、VIPプロジェクトにおいて分析サンプルを抽出し、各国・機関が分担して、分析・解が行われることとなった。Vesselサンプル採集は、MPR社が装置開発と現場運用を担当し、下部プレナムからすべてのデブリが取り出された後に、GPU社によるクリーアップ工程を30日間中断して行われることになった[1,7]。		これらを背景として、1987年10月に、米国NRCが、OECD/NEA/CSNIの枠組みにおいて、下部ヘッドサンプルの分析と損傷マージンの解析に係る国際共同プロジェクト提案を行った（<span style="color:blue">'''VIPプロジェクト'''</span>）[7]。このプロジェクトには、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、米国が参加することとなった。VIPプロジェクトにおいて、各国が予算拠出し、Vessel鋼と下部ヘッド貫通部（インコアモニターノズルと案内管）のサンプル採集、各国・機関への輸送と分析が行われることとなった。さらに、すでに取り出されていた下部プレナムハードデブリについても、VIPプロジェクトにおいて分析サンプルを抽出し、各国・機関が分担して、分析が行われることとなった。Vesselサンプル採集は、MPR社が装置開発と現場運用を担当し、下部プレナムからすべてのデブリが取り出された後に、GPU社によるクリーアップ工程を30日間中断して行われることになった[1,7]。

	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[Quick Look計画の概要\|Quick Look調査]]</big>'''</span>		<span style="color:blue">'''<big>参考：[[Quick Look計画の概要\|Quick Look調査]]</big>'''</span>
181行目:		181行目:
	<span style="color:blue">'''<big>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）]]</big>'''</span>		<span style="color:blue">'''<big>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）]]</big>'''</span>

	<span style="color:blue">'''<big>参考：[[OECD/NEA/CSNIでのデブリ分析]]'''</span~~></big~~>		<span style="color:blue">'''<big>参考：[[OECD/NEA/CSNIでのデブリ分析]]'''</span>

	== まとめ ==		== まとめ ==

Gr1:1-堆積物除去（治具）-2-1

Numata Yoshiaki — Tue, 23 Jun 2026 04:07:37 GMT

分析機関　

DOE年次レポートの概要

Kurata Masaki — Tue, 23 Jun 2026 03:05:09 GMT

← 古い版		2026年6月23日 (火) 12:05時点における版
1行目:		1行目:
	TMI-2事故発生の数か月後から、TMI-2事故炉のリカバリーとクリーンアップに向けて、<span style="color:blue">'''GPU社、EPRI、NRC、DOE（GEND）'''</span>の協議が行われ、リカバリー（特に圧力容器からの燃料取り出し、原子炉建屋内の環境整備）に必要となる知見の効果的、効率的な取得と実作業への反映のために、マネージメントおよびサポート体制の整備と必要なタスクの整理が行われた。また、TMI-2の廃炉過程で得られる知見・データは、実機サイズでのシビアアクシデントの理解や事故で発生した放射性廃棄物の取り扱い・処理技術の開発にも極めて有用であることから、GPU社が進める廃炉作業を遅延させない範囲において、これらに係る内部調査やサンプル採集と分析などが進められることとなった[1]。<span style="color:blue">'''原子炉建屋や燃料取り扱い建屋の内部調査'''</span>、さらに、<span style="color:blue">'''圧力容器内や冷却水系（RCS: Reactor Coolant System）'''</span>の廃炉に向けた作業は、1980年から本格的に進められた。このうち、DOEは、以下の分野を主担当した[1]。		TMI-2事故発生の数か月後から、TMI-2事故炉のリカバリーとクリーンアップに向けて、<span style="color:blue">'''GPU社、EPRI、NRC、DOE（GEND）'''</span>の協議が行われ、リカバリー（特に圧力容器からの燃料取り出し、原子炉建屋内の環境整備）に必要となる知見の効果的、効率的な取得と実作業への反映のために、マネージメントおよびサポート体制の整備と必要なタスクの整理が行われた。また、TMI-2の廃炉過程で得られる知見・データは、実機サイズでのシビアアクシデントの理解や事故で発生した放射性廃棄物の取り扱い・処理技術の開発にも極めて有用であることから、GPU社が進める廃炉作業を遅延させない範囲において、これらに係る内部調査やサンプル採集と分析などが進められることとなった[1]。<span style="color:blue">'''原子炉建屋や燃料取り扱い建屋の内部調査'''</span>、さらに、<span style="color:blue">'''圧力容器内や冷却水系（RCS: Reactor Coolant System）'''</span>の廃炉に向けた作業は、1980年から本格的に進められた。このうち、DOEは、以下の分野を主担当した[1]。
	[[ファイル:年報1.png\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　TMI-2号機プラントの構成 [2]</big>''']]		[[ファイル:年報1.png\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　TMI-2号機プラントの構成 [3]</big>''']]

	* '''事故時および事故後の、安全機器や設備、および電気系統のサバイバル状態の確認'''		* '''事故時および事故後の、安全機器や設備、および電気系統のサバイバル状態の確認'''
65行目:		65行目:

	== 年度ごとの進捗概要 ==		== 年度ごとの進捗概要 ==
	'''図１'''にTMI-2号機プラントの構成を示す[2]。原子炉建屋内には、原子炉圧力容器の周囲に、加圧器、蒸気発生器、冷却水循環ポンプ、緊急時の炉心注水タンク（<span style="color:blue">'''CFT: Core Flood Tank'''</span>）、冷却水ドレインタンク（<span style="color:blue">'''RCDT: Reactor Coolant Drain Tank'''</span>）などが配置されている。地階にはサンプ（排水溝）があり、排水ポンプが設置されている。隣接する補助建屋には、<span style="color:blue">'''RCS系冷却水の浄化システム'''</span>が設置されており、脱塩装置の前後にフィルターが取り付けられている。また、冷却水の貯留タンク（<span style="color:blue">'''RCBT: Reactor Coolant Bleed Tank'''</span>）や、廃液タンクが設置されている。建屋外にはホウ酸水の貯蔵タンクが置かれている。タービン建屋内には、タービンと水蒸気の凝縮器（コンデンサ）、発電機、ポンプなどが配置されている。		'''図１'''にTMI-2号機プラントの構成を示す[3]。原子炉建屋内には、原子炉圧力容器の周囲に、加圧器、蒸気発生器、冷却水循環ポンプ、緊急時の炉心注水タンク（<span style="color:blue">'''CFT: Core Flood Tank'''</span>）、冷却水ドレインタンク（<span style="color:blue">'''RCDT: Reactor Coolant Drain Tank'''</span>）などが配置されている。地階にはサンプ（排水溝）があり、排水ポンプが設置されている。隣接する補助建屋には、<span style="color:blue">'''RCS系冷却水の浄化システム'''</span>が設置されており、脱塩装置の前後にフィルターが取り付けられている。また、冷却水の貯留タンク（<span style="color:blue">'''RCBT: Reactor Coolant Bleed Tank'''</span>）や、廃液タンクが設置されている。建屋外にはホウ酸水の貯蔵タンクが置かれている。タービン建屋内には、タービンと水蒸気の凝縮器（コンデンサ）、発電機、ポンプなどが配置されている。

	詳細は後述するが、事故終息時におよそ以下の状態となっていたことが最終的に確認された。		詳細は後述するが、事故終息時におよそ以下の状態となっていたことが最終的に確認された。

Gr1:1u-X2PEN-4-2019 ICP

Numata Yoshiaki — Tue, 23 Jun 2026 00:53:44 GMT

Gr7 talk:PIRT2024

Suehiro Shoichi — Wed, 17 Jun 2026 07:43:37 GMT

ご指摘（ジェット衝突に限定しない方が良い）への対応案

Gr7:ご指摘（ジェット衝突に限定しない方が良い）への対応案

Suehiro Shoichi — Wed, 17 Jun 2026 07:43:07 GMT

ご指摘（ジェット衝突に限定しない方が良い）への対応案

Gr7 talk:PIRT2024

Suehiro Shoichi — Wed, 17 Jun 2026 07:28:22 GMT

ご指摘（ジェット衝突に限定しない方が良い）への対応案

Gr7:再浮遊・移動を分ける指摘に対応案

Suehiro Shoichi — Wed, 17 Jun 2026 07:16:44 GMT

Gr7:再浮遊・移動を分ける指摘に対応案

Suehiro Shoichi — Wed, 17 Jun 2026 07:14:30 GMT

ページの作成:「'''【変更前】''' '''【変更案】'''」

Gr7 talk:PIRT2024

Suehiro Shoichi — Wed, 17 Jun 2026 07:10:52 GMT

再浮遊・移動を化学吸着過程と物理吸着過程とに分ける方が良いとの指摘に対する対応案

GT.3とGT.5との関係の指摘への対応案

Suehiro Shoichi — Wed, 17 Jun 2026 03:29:18 GMT

GT.3とGT.5との関係の指摘への対応案

新規ページ

'''【GT.3の対応案】'''
{| class="wikitable"
|Label No.
|Characteristic
Phenomena
|Description or
specific notes
|No.
|Underlying phenomena or
relevant parameters
|変更前の対応箇所など
|-
| rowspan="14" |GT.3
| rowspan="14" |同一領域内の移動・集積
| rowspan="11" |燃料及び構造物の移動及び集積
|1
|溶融・損傷による下方への移動（キャンドリング含む）
|GT.3.1
|-
|2
|溶融プールの形成
|GT.3.3
|-
|3
|コリウムの組成変化による流動性の変化
|GT.3.4
|-
|4
|コリウムの凝固によるクラストの生成
|GT.3.5
|-
|5
|クラストからのコリウム流出
|GT.3.6
|-
|6
|クラストの分離と浮遊
|GT.3.7
|-
|7
|閉塞流路上のコリウム横流
|GT.3.8
|-
|8
|粒子状コリウムの巻き込みによる移動
|GT.3.9
|-
|9
|コリウムからの物質の蒸発
|GT.3.10
|-
|10
|軽金属層・重金属層の形成
|GT.3.12
|-
|11
|水流によるコリウム粒子の移動
|GT.3.13
|-
|　
|　
|　
|
|-
| rowspan="2" |【削除するもの】
|　
|下部構造の損傷による支持の喪失　（GT.3.2）
|GT.2.5（炉心支持板の溶融・損傷）に含まれるので削除
|-
|　
|損傷した計装配管へのコリウム流入　（GT.3.11）
|GT.5へ移動する
|}
'''【GT.5の対応案】'''
{| class="wikitable"
|Label No.
|Characteristic
Phenomena
|Description or
specific notes
|No.
|Underlying phenomena or
relevant parameters
|変更前の対応箇所など
|-
| rowspan="24" |GT.5
| rowspan="24" |（粒子状）コリウム又はクラストの領域間の移行
| rowspan="5" |RPV内構造物への流入
|1
|損傷した燃料支持金具へのコリウムの流入
|追加
|-
|2
|制御棒案内管へのコリウム流入<s>落下</s>
|GT.5.2（現象名を修正）
|-
|3
|制御棒駆動機構ハウジングへのコリウム流入（炉内）
|追加
|-
|4
|損傷した計装配管へのコリウム流入
|追加（GT.3.11から移動）
|-
|5
|損傷した圧力容器貫通配管へのコリウム流入
|GT.5.7
|-
| rowspan="3" |炉心部から下部プレナムへの移行（ダウンカマ経由）
|6
|損傷したシュラウドを通じたダウンカマへのコリウム流出
|GT.5.3
|-
|7
|損傷したジェットポンプを通じた下部プレナムへのコリウム流出
|GT.5.6
|-
|8
|再循環ループ配管へのコリウム流出
|GT.5.8
|-
| rowspan="3" |炉心部から下部プレナムへの移行（炉心支持板経由）
|9
|炉心入口オリフィスからのコリウム流出
|GT.5.4
|-
|10
|炉心支持板からのコリウム落下（ジェット又はスランプ）
|GT.5.1
|-
|11
|制御棒駆動機構ハウジングへのコリウム流入（炉外）
|追加
|-
| rowspan="6" |RPVからPCVへの移行
|12
|下部ヘッド底部又は側部からペデスタルへのコリウム流出
|GT.5.9
|-
|13
|損傷したRPV側壁からのペデスタルへのコリウム流出
|GT.5.11（現象名を修正）
|-
|14
|損傷した再循環ループからD/Wへのコリウム流出
|GT.5.12
|-
|15
|損傷した制御棒案内管からペデスタルへのコリウム流出
|GT.5.10（現象名を修正）
|-
|16
|損傷した制御棒駆動機構ハウジングからペデスタルへのコリウム流出
|GT.5.10（現象名を修正）
|-
|17
|損傷した圧力容器貫通配管からペデスタルへのコリウム流出
|GT.5.10（現象名を修正）
|-
| rowspan="3" |PCV内の区画間の移行
|18
|ペデスタル内からD/Wへのコリウム流出
|GT.5.13
|-
|19
|サンプピットへのコリウム流入
|GT.5.14
|-
|20
|損傷したサンプ内配管へのコリウム流入
|GT.5.15
|-
|　
|　
|　
|
|-
| rowspan="3" |【削除するもの】
|　
|損傷した制御棒案内管へのコリウム流入　（GT.5.5）
|GT.5.2と重複するので削除
|-
|　
|落下位置（下部ヘッド中央からのずれ）　（GT.5.16）
|5-2_1.1へ移動する
|-
|　
|間欠落下　（GT.5.17）
|5-2_1.1へ移動する
|}
'''【GT.3及びGT.5の対応に伴うGT.4の修正案】'''
{| class="wikitable"
|Label No.
|Characteristic
Phenomena
|Description or
specific notes
|No.
|Underlying phenomena or
relevant parameters
|変更前の対応箇所など
|-
| rowspan="5" |GT.4
| rowspan="5" |流路形状変化
| rowspan="5" |溶融・損傷による流路生成・拡大、及び崩壊した燃料棒、コリウム等による流路閉塞
|5
|・・・
|
|-
|6
|制御棒案内管の損傷による流路生成・拡大と閉塞
|GT.4.6
|-
|7
|制御棒駆動機構ハウジングの損傷による流路生成・拡大と閉塞
|追加（GT.5で制御棒案内管と制御棒駆動機構とを分けたので）
|-
|8
|シュラウドの損傷による流路生成・拡大と閉塞
|GT.4.7
|-
|9
|・・・
|
|}

Gr7 talk:PIRT2024

Suehiro Shoichi — Wed, 17 Jun 2026 03:23:39 GMT

GT.3とGT.5との関係の指摘への対応案

炉心下部構造物（LCSA）の切断解体

Kurata Masaki — Tue, 16 Jun 2026 03:54:01 GMT

CBM作業、支持ポストの掘削、付着デブリと金属チップの除去（1988年３～４月）

Gr7 talk:PIRT2024

Suehiro Shoichi — Mon, 15 Jun 2026 10:08:39 GMT

水位の変化（リンク）

Gr7:ICの熱交換能力の過渡挙動の変更案

Suehiro Shoichi — Mon, 15 Jun 2026 10:03:31 GMT

表を張り付け

Gr7:ICの熱交換能力の過渡挙動の変更案

Suehiro Shoichi — Mon, 15 Jun 2026 10:02:20 GMT

ページの作成:「'''【削除内容】''' <br> '''【追加：特徴的な現象】'''」

Gr7 talk:PIRT2024

Suehiro Shoichi — Mon, 15 Jun 2026 09:57:33 GMT

ICの熱交換能力の過渡挙動への対応案

デブリ取り出しツール

Kurata Masaki — Thu, 11 Jun 2026 06:35:53 GMT

1985.10月～1986年内の作業

差分を表示

APSR（軸方向出力調整棒）挿入試験

Kurata Masaki — Mon, 08 Jun 2026 00:50:22 GMT

APSR挿入試験の準備

← 古い版		2026年6月8日 (月) 09:50時点における版
(同じ利用者による、間の3版が非表示)
1行目:		1行目:
	~~TMI~~-~~2炉には、本来、61体の制御棒スパイダー（~~'''SSCR''': Shim Safety Control ~~Rod）が装荷された集合体（制御棒集合体）と８体の軸方向出力平坦化棒（~~<span style="color:blue">'''APSR'''</span>: Axial Power-Shaping Rod）スパイダーが装荷された集合体（APSR集合体）が装荷されていた。APSR集合体は、炉心の中間領域に円環状に配置されていた。事故時には、制御棒は全挿入されていたが、APSRは25%引き抜き状態にあった（全長の75%が挿入された状態）。初期の炉内状況推定では[1]、燃料集合体の損傷は比較的軽微であると推定され、燃料集合体上部の端栓や上部プレナム構造物内の上部格子の損傷状態の確認が重視された。そこで、圧力容器の上部から、小型CCTVカメラを挿入して、上部プレナム構造物内や燃料集合体の上部の状態を調査する目的で、Quick Look調査が計画された[2]。Quick Look調査、および、圧力容器ヘッドの取り外しでは、その準備作業の一環として、制御棒やAPSRのリードスクリューとスパイダーとの接続を外し、スパイダーは炉心部に崩落させ、リードスクリューは引き抜く、あるいは中間位置に保持する必要があった[2,3]。まず、電気系統の信号を利用して、APSR８本とSSCRのうち３本の残留状態の確認作業が行われた[4]~~。APSRは、全長に対し、約26～27~~%が引き抜かれた状態であることが確認された。SSCRについては、炉心に全挿入されていることが確認された。上部プレナム領域の熱電対は、１本以外は機能を有していることが確認された。		事故前のTMI-2炉には、制御棒（<span style="color:blue">'''SSCR'''</span>: Shim Safety Control Rod）スパイダーが装荷された集合体（制御棒集合体）が61体と、<span style="color:blue">'''軸方向主力調整棒'''</span>（<span style="color:blue">'''APSR'''</span>: Axial Power-Shaping Rod）スパイダーが装荷された集合体（APSR集合体）が８体、装荷されていた。APSR集合体は、炉心の中間領域に円環状に配置されていた。事故時には、制御棒は全挿入されていたが、APSRは25%引き抜き状態にあった（全長の75%が挿入された状態）。初期の炉内状況推定では[1]、燃料集合体の損傷は比較的軽微であると考えられた。そこで、通常の燃料交換システムが破損燃料集合体の回収に利用できるかどうかを判断するために、燃料集合体上部の端栓や上部プレナム構造物内の損傷状態の確認が重視された。調査方法としては、原子炉圧力容器の上部ヘッドにある制御棒駆動機構（<span style="color:blue">'''CRDM'''</span>: Control Rod Drive Mechanism）の貫通部を利用して小型CCTVカを挿入する<span style="color:blue">'''Quick Look調査'''</span>が計画された[2]。Quick Look調査、および、次の段階での重要工程となる<span style="color:blue">'''圧力容器ヘッドの取り外し'''</span>では、その準備作業の一環として、制御棒やAPSRのリードスクリューとスパイダーとの接続を外し、スパイダーは炉心部に崩落させ、リードスクリューは完全に引き抜く、あるいは、ヘッド移送作業の邪魔にならないように中間位置に引き上げて保持する必要があった[2,3]。まず、電気系統の信号を利用して、APSR８本とSSCRのうち３本の残留状態の確認作業が行われた[4]。この調査により、APSRは、全長に対し、約26～27%が引き抜かれた状態であることが確認された。SSCRについては、炉心に全挿入されていることが確認された。また、上部プレナム領域の熱電対は、１本以外は機能を有していることが確認された。

	次に、APSRを炉心内に強制的に挿入する作業を行い、その際の障害や音波シグナルを計測して、炉心上部の損傷状態に係るデータを収集する計画が立案された（<span style="color:blue">'''APSR挿入試験'''</span>[5]）。音波シグナル計測のために、リードスクリューの駆動機構に加速度計が取り付けられた。得られたデータは、B&W社（Babcock & Wilcox Company）とSAI社（Science Applications, Incorporated）でそれぞれ解析が行われた。APSR挿入試験の結果は、事故後のインコアモニター（熱電対、中性子計測）の信号やQuick Look[2]で得られた画像データとあわせて、事故炉上部の状態の総合的な評価に用いられた。		次に、APSRを炉心内に強制的に挿入する作業を行い、その際の障害や音波シグナルを計測して、炉心上部の損傷状態に係るデータを収集する計画が立案された（<span style="color:blue">'''APSR挿入試験'''</span>[5]）。音波シグナル計測のために、リードスクリューの駆動機構に加速度計が取り付けられた。得られたデータは、B&W社（Babcock & Wilcox Company）とSAI社（Science Applications, Incorporated）でそれぞれ解析が行われた。APSR挿入試験の結果は、事故後のインコアモニター（熱電対、中性子計測）の信号やQuick Look[2]で得られた画像データとあわせて、事故炉上部の状態の総合的な評価に用いられた。
7行目:		7行目:
	'''<big><span style="color:blue">参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]</big>'''		'''<big><span style="color:blue">参考：[[圧力容器ヘッド取り外し計画の概要\|圧力容器ヘッド取り外し計画]]</big>'''

	<span style="color:blue"~~>'''<big~~>参考：[[上部プレナム構造物取り外し計画の概要\|上部プレナム構造物取り外し計画]]</big>'''~~</span>~~		'''<big><span style="color:blue">参考：[[上部プレナム構造物取り外し計画の概要\|上部プレナム構造物取り外し計画]]</big>'''

	<span style="color:blue"~~>'''<big~~>参考：[[デブリ取り出し工法の変遷]]</big>'''~~</span>~~		'''<big><span style="color:blue">参考：[[デブリ取り出し工法の変遷]]</big>'''

	== APSR挿入試験の準備 ==		== APSR挿入試験の準備 ==
	'''図１'''に、APSRの装荷位置を示す[5]。８本のAPSRが円環状に配置されていた。このうち、64,68,69の３本がほとんど挿入できなかった（後述）。また、つづいて実施された<span style="color:blue">'''Quick Look調査'''</span>では、炉心中央のH8集合体、炉心外周のB8集合体、中間部のE9集合体の位置でそれぞれCCTVが挿入された[2]。最初に炉心中央のH8にCCTVが挿入され、炉心上部に空洞があることが確認された。次に炉心外周のB8から挿入されたが、燃料集合体が上の方まで残留し、内部が十分に調査できなかった。そこで、調査位置を炉心中間のE9に変更し、３回目の調査が行われた。'''図２'''に、APSRスパイダーの構造を示す[6]。それぞれのスパイダーには、16本のAPSRが取り付けられている。APSRの被覆材はSS材で、その内部にAg-In-~~Cdの中性子吸収材ロッドが装荷されている。形状は制御棒スパイダーとほぼ同じで、制御棒の全長が異なっている。~~'''図３'''に、調査に用いられた加速度計の取り付け位置とAPSRの配置図を示す[6]~~。圧力容器上部にあった作業用プラットフォームからAPSRが装荷され、その上端に加速度計が取り付けられた。~~'''図４'''~~に、APSRの上部にとりつけられていた駆動機構の構造を示す~~[6]。この構造は、制御棒スパイダーと同様であり、電気駆動モーターによる回転を、APSR軸方向への高精度な上下移動に変換して伝える仕組みとなっている。図中で、圧力容器ヘッド取り出し時に切断する必要があるリードスクリューとスパイダーとの接続位置を確認することができる。		'''図１'''に、APSRの装荷位置を示す[5]。８体のAPSRが円環状に配置されていた。'''図２'''に、APSRスパイダーの構造を示す[6]。それぞれのスパイダーには、16本のAPSRが取り付けられている。APSRの被覆材はSS材で、その内部にAg-In-Cdの中性子吸収材ロッドが装荷されている。形状は制御棒スパイダーとほぼ同じだが、制御棒の全長が異なっている。'''図３'''に、調査に用いられた加速度計の取り付け位置とAPSRの配置図を示す[6]。圧力容器上部にあった作業用プラットフォームからAPSR挿入操作が行われた。APSR用の駆動機構上端に加速度計が取り付けられた。'''図４'''に、APSRの上部にとりつけられていた駆動機構（'''CRDM'''）の構造を示す[6]。この構造は、制御棒スパイダーと同様であり、電気駆動モーターによる回転を、APSR軸方向への高精度な上下移動に変換して伝える仕組みとなっている。図中で、圧力容器ヘッド取り出し時に切断する必要があるリードスクリューとスパイダーとの接続位置を確認することができる。

	~~音波聴診のモックアップ試験が、TMI~~-1炉を用いて、Diamond Power Speciality Companyによって実施された[6]。モックアップ試験では、以下の各種音波信号の確認が行われた。<u>#このような音波信号による聴診検査は、一般の商用炉でもよく用いられていると記述されている</u>[5,6]。		APSR挿入試験に向けた音波聴診のモックアップ試験が、TMI-1炉を用いて、Diamond Power Speciality Companyによって実施された[6]。モックアップ試験では、以下の各種音波信号の確認が行われた。<u>#このような音波信号による聴診検査は、一般の商用炉でもよく用いられていると記述されている</u>[5,6]。

	* Latch音：ローラーナットが締めこまれてリードスクリューと固定される音		* Latch音：ローラーナットが締めこまれてリードスクリューと固定される音
21行目:		21行目:
	* Pole slip音：リードスクリューの降下が妨害された際に、４回負荷をかけてから、Latchを２段階戻し、再度負荷をかける音		* Pole slip音：リードスクリューの降下が妨害された際に、４回負荷をかけてから、Latchを２段階戻し、再度負荷をかける音

	次に、TMI-2炉の現場で、発生音の確認が行われた。TMI-2炉では、駆動モーターが水没していたのに対し、TMI-1では駆動部に潤滑油が注入される構造が維持されていたため、基本的な音は必ずしも一致していなかった。		次に、TMI-2炉の現場で、発生音の確認が行われた。TMI-2炉では、駆動モーターが水没していたのに対し、TMI-1では駆動部に潤滑油が注入される構造が維持されていたため、基本的な音は必ずしも一致していなかった。<gallery widths="350" heights="400">

	~~'''<big><span style="color:blue">参考：[[Quick Look計画の概要\|Quick Look計画]]</big>'''~~<gallery widths="350" heights="400">
	ファイル:QuickLook 69.png\|'''<big>図１　APSR挿入試験とQuick Look調査位置 [2,5]</big>'''		ファイル:QuickLook 69.png\|'''<big>図１　APSR挿入試験とQuick Look調査位置 [2,5]</big>'''
	ファイル:QuickLook 44.png\|'''<big>図２　APSRスパイダーの構造 [6]</big>'''		ファイル:QuickLook 44.png\|'''<big>図２　APSRスパイダーの構造 [6]</big>'''
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	== APSR挿入試験の結果 [5] ==		== APSR挿入試験の結果 [5] ==
	~~８本のAPSRのうち、２本はほぼ全挿入（100~~%~~近く挿入）、２本は約5~~%引き抜き位置まで挿入（95%~~挿入）、１本は19~~%引き抜き位置まで挿入（80%~~挿入）、残り３本はほとんど挿入できなかった。~~'''表１'''に、挿入深さを示す[5]。全挿入できたAPSRは、事故により上部格子より下の部位がほとんど失われており、APSR挿入操作の障害にならなかったと推定された。一方、挿入できなかったAPSRは、上部格子付近あるいは上部プレナムの案内管内に何らかの障害物（溶融凝固物、蒸発凝縮物など）があるか、高温に曝されて構造が変形したと推定された。		８体のAPSRのうち、２体（65,67）はほぼ全挿入（100%近く挿入）、２体（62,66）は約5%引き抜き位置まで挿入（95%挿入）、１体（63）は19%引き抜き位置まで挿入（80%挿入）、残り３体（64,68,69）はほとんど挿入できなかった6。'''表１'''に、挿入深さを示す[5]。全挿入できたAPSRは、事故により上部格子より下の部位がほとんど失われており、APSR挿入操作の障害にならなかったと推定された。一方、十分に挿入操作できなかったAPSRは、上部格子付近あるいは上部プレナムの案内管内に何らかの障害物（溶融凝固物、蒸発凝縮物など）があるか、高温に曝されて構造が変形したと推定された。
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
	\|+'''<big>表１　APSRの挿入データ</big>''' <big>'''[5]'''</big>		\|+'''<big>表１　APSRの挿入データ</big>''' <big>'''[5]'''</big>
87行目:		85行目:

	また、APSR挿入試験により、APSRをできるだけ下に降ろすことに成功し、圧力容器ヘッド撤去の準備作業に向けて、リードスクリューの取り外しに向けた準備が整ったと記述されている[5]。あわせて、事故直後にカメラなどの計測プローブが、直接圧力容器内に挿入できない状態で、音波信号により炉内破損状態に関する知見を予備的に得ることができたと記されている[5]。		また、APSR挿入試験により、APSRをできるだけ下に降ろすことに成功し、圧力容器ヘッド撤去の準備作業に向けて、リードスクリューの取り外しに向けた準備が整ったと記述されている[5]。あわせて、事故直後にカメラなどの計測プローブが、直接圧力容器内に挿入できない状態で、音波信号により炉内破損状態に関する知見を予備的に得ることができたと記されている[5]。

			なお、つづいて実施された<span style="color:blue">'''Quick Look調査'''</span>では、炉心中央のH8集合体、炉心外周のB8集合体、中間部のE9集合体の位置で、CRDMのリードスクリューが引き抜かれCCTVが挿入された[2]。最初に炉心中央のH8にCCTVが挿入され、炉心上部に空洞があることが確認された。次に炉心外周のB8から挿入されたが、燃料集合体が上の方まで残留し、内部が十分に調査できなかった。そこで、調査位置を炉心中間のE9に変更し、３回目の調査が行われた。詳細は別項目でまとめている。
	<gallery widths="350" heights="450">		<gallery widths="350" heights="450">
	ファイル:QuickLook 71.png\|'''<big>図５　TMI-2炉のインコアモニターの配置 [5]</big>'''		ファイル:QuickLook 71.png\|'''<big>図５　TMI-2炉のインコアモニターの配置 [5]</big>'''

デブリ取り出しツール

Kurata Masaki — Thu, 04 Jun 2026 06:38:25 GMT

溶融凝固層の破砕ツール

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Numata Yoshiaki — Mon, 01 Jun 2026 04:58:11 GMT

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	<big><span style="color:blue">'''参考：[[デブリ取り出しツール]]'''</span></big>		<big><span style="color:blue">'''参考：[[デブリ取り出しツール]]'''</span></big>
	=== LCSAの切断解体工法の検討経緯 ===		=== LCSAの切断解体工法の検討経緯 ===
	1984年６月に、<span style="color:blue">'''LCSA解体撤去の検討タスクフォース'''</span>が設置された[11]。当初は、デブリベッドが炉心の下部まで形成され、LCSA部分にルースデブリが崩落していると推定された。ルースデブリの回収法として、水中での真空吸引方式あるいはフラッシングが検討された。LCSA解体については、フローホールなどの既設の開口部を利用して堆積デブリを除去・回収しながら、１層１層切断していく工法が検討された。切断方法としては、すでに、St. Lucie原発で熱遮蔽体の切断実績のある<span style="color:blue">'''~~Lプラズマアーク法~~'''</span>が第一案となった。		1984年６月に、<span style="color:blue">'''LCSA解体撤去の検討タスクフォース'''</span>が設置された[11]。当初は、デブリベッドが炉心の下部まで形成され、LCSA部分にルースデブリが崩落していると推定された。ルースデブリの回収法として、水中での真空吸引方式あるいはフラッシングが検討された。LCSA解体については、フローホールなどの既設の開口部を利用して堆積デブリを除去・回収しながら、１層１層切断していく工法が検討された。切断方法としては、すでに、St. Lucie原発で熱遮蔽体の切断実績のある<span style="color:blue">'''プラズマアーク法'''</span>が第一案となった。

	'''　図３'''に、LCSA構造物の模式図を示す[8,12]。LCSAは、水平な５層構造（SS製、鋳造物）とそれを貫通する縦方向の構造物（支持ポスト、インコア案内管）で形成されている。また、冷却水のフローホールが数多く存在している。		'''　図３'''に、LCSA構造物の模式図を示す[8,12]。LCSAは、水平な５層構造（SS製、鋳造物）とそれを貫通する縦方向の構造物（支持ポスト、インコア案内管）で形成されている。また、冷却水のフローホールが数多く存在している。
	*[[ファイル:LCSA解体 2.png\|サムネイル\|400x400ピクセル\|'''<big>図４　初期のLCSA解体基本プラン [13]</big>''']]
	* 第１層（<span style="color:blue">'''Lower Grid Top Rib Section'''</span>）：　その上部に燃料集合体を固定する支持格子パッドが取り付けられており、厚い部分で177.8mmの枡形形状のプレートとなっている。		* 第１層（<span style="color:blue">'''Lower Grid Top Rib Section'''</span>）：　その上部に燃料集合体を固定する支持格子パッドが取り付けられており、厚い部分で177.8mmの枡形形状のプレートとなっている。
	*第２層（<span style="color:blue">'''Lower Grid Distribution Plate'''</span>）：　燃料集合体の下で、フローホールを通じて冷却水の流れを均質化する役割を持っている。25.4mm厚のSS製プレートにフローホールが形成されている。		*第２層（<span style="color:blue">'''Lower Grid Distribution Plate'''</span>）：　燃料集合体の下で、フローホールを通じて冷却水の流れを均質化する役割を持っている。25.4mm厚のSS製プレートにフローホールが形成されている。
35行目:		34行目:
	*第５層（<span style="color:blue">'''Flow Distributor'''</span>）：　炉心部に冷却水を供給する構造物であり、この層だけは半球状（楕円形状）の構造物となっている。厚さ50.8mmのSS製プレートとなっている。インコア案内管の貫通部分は溶接されている。溶接部の下側には、ガセットが取り付けられている。		*第５層（<span style="color:blue">'''Flow Distributor'''</span>）：　炉心部に冷却水を供給する構造物であり、この層だけは半球状（楕円形状）の構造物となっている。厚さ50.8mmのSS製プレートとなっている。インコア案内管の貫通部分は溶接されている。溶接部の下側には、ガセットが取り付けられている。
	*<span style="color:blue">'''支持ポスト'''</span>：　外径114.3mmの円筒形状の構造物であり、第１，２層に取り付けられ、第３層に溶接されている。第１層では、枡形構造の十字部に取り付けられている。合計48本ある。		*<span style="color:blue">'''支持ポスト'''</span>：　外径114.3mmの円筒形状の構造物であり、第１，２層に取り付けられ、第３層に溶接されている。第１層では、枡形構造の十字部に取り付けられている。合計48本ある。
	<span style="color:blue">'''インコア案内管'''</span>：　第４層の下では外径114.3mm、上では外径49.2mmの円筒形状の構造物であり、内部にインコアモニターのラインが配置されている。合計52本ある。第４層にボルトナットで取り付けられており、第１，２層にも機械的に接続している。第５層貫通部は溶接されている。		*<span style="color:blue">'''インコア案内管'''</span>：　第４層の下では外径114.3mm、上では外径49.2mmの円筒形状の構造物であり、内部にインコアモニターのラインが配置されている。合計52本ある。第４層にボルトナットで取り付けられており、第１，２層にも機械的に接続している。第５層貫通部は溶接されている。

	1985年の下部プレナム調査で、約10～20トンのデブリが堆積していることが明らかになったことから、LCSA切断解体方法の方針変更が行われた[11]。これが、基本プランとなった。'''図４'''に、基本プランの概念図を示す[13]。'''<u>基本プランでは、炉心中央下部に上部で約1.2m角の漏斗型形状の開口部を設け、長尺ツールやエアリフトにより下部プレナムデブリを回収する構想が示された</u>'''。開口部の形成では、堆積・付着デブリを除去しつつ、１層ずつLCSAを切断解体する案が示された。基本プランの検討では、以下が仮定された[11]。		1985年の下部プレナム調査で、約10～20トンのデブリが堆積していることが明らかになったことから、LCSA切断解体方法の方針変更が行われた[11]。これが、基本プランとなった。'''図４'''に、基本プランの概念図を示す[13]。'''<u>基本プランでは、炉心中央下部に上部で約1.2m角の漏斗型形状の開口部を設け、長尺ツールやエアリフトにより下部プレナムデブリを回収する構想が示された</u>'''。開口部の形成では、堆積・付着デブリを除去しつつ、１層ずつLCSAを切断解体する案が示された。基本プランの検討では、以下が仮定された[11]。

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	'''<u>#外周部での金属チップ発生が予想以上に多かったため、16本のうち、14本で第３層までの掘削は実施されなかった（将来、ACESで切断することとし、CBMでは２本だけ試掘削が行われた）。</u>'''<gallery widths="330" heights="300">		'''<u>#外周部での金属チップ発生が予想以上に多かったため、16本のうち、14本で第３層までの掘削は実施されなかった（将来、ACESで切断することとし、CBMでは２本だけ試掘削が行われた）。</u>'''<gallery widths="330" heights="300">
	ファイル:LCSA解体 6.png\|'''<big>図５　LCSA第１層スパイダーの切断 [11]</big>'''		ファイル:LCSA解体 6.png\|'''<big>図５　LCSA第１層スパイダーの切断 [11]</big>'''
	ファイル:LCSA解体 7.png\|'''<big>図６　インコア案内管の構造 [11]</big>'''		ファイル:LCSA解体 7.png\|'''<big>図６　インコア案内管の構造 [12]</big>'''
	ファイル:LCSA解体 8.png\|'''<big>図７　インコア案内管と支持ポストの構造 [8]</big>'''		ファイル:LCSA解体 8.png\|'''<big>図７　インコア案内管と支持ポストの構造 [8]</big>'''
	ファイル:LCSA解体 17.png\|'''<big>図８　インコア案内管スパイダーの切断 [14]</big>'''		ファイル:LCSA解体 17.png\|'''<big>図８　インコア案内管スパイダーの切断 [14]</big>'''