APSR（軸方向出力調整棒）挿入試験

　事故前のTMI-2炉には、制御棒（SSCR: 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、軸方向主力調整棒（APSR: 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（CRDM: Control Rod Drive Mechanism）の貫通部を利用して小型CCTVカを挿入するQuick Look調査が計画された[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（APSR挿入試験[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。

参考：Quick Look計画

参考：圧力容器ヘッド取り外し計画

参考：上部プレナム構造物取り外し計画

参考：デブリ取り出し工法の変遷

APSR挿入試験の準備

　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。

　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。#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[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
• Unlatch音：逆に、ローラーナットが外れる音
• Jog音：リードスクリューが降下する際に回転が縦軸方向の移動に変換される音
• 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。

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  図１　APSR挿入試験とQuick Look調査位置 [2,5]
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  図２　APSRスパイダーの構造 [6]
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  図３　APSRの配置とサンプリング位置 [6]
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  図４　制御棒駆動機構（CRDM）の構造 [6]

APSR挿入試験の結果 [5]

　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。

表１　APSRの挿入データ [5]

APSR番号[図１参照]	挿入前の引き抜き位置(%)	挿入試験後の位置(%)	挿入された長さ(cm)
62	26	5	73
63	25	19	20
64	25	25	0.8
65	25	0	91
66	25	4	76
67	26	1	86
68	25	23	8.9
69	26	26	0.6

インコアモニターのデータ

　APSR挿入試験と並行して、炉心に装荷されていたインコアモニター（熱電対、中性子検出器）の信号が測定された。図５に、インコアモニターの配置図を示す[5]。熱電対は、52個の燃料集合体の上部に取り付けられていた。中性子計測器は、52体の燃料集合体の軸方向に７つの高さレベルで取り付けられていた。熱電対については、生データとして電気抵抗値が測定され、その信号値から炉心中央部で損傷が激しいと推定された。中性子計測では、炉心外周部ではレベル２より上の計測器が大きく破損したと推定された。また、炉心中央ではすべてのレベルで計測器が大きく破損したと推定された。

試験結果のまとめ

　APSR挿入試験とインコアモニター調査で得られた知見を総合的に検討することで、Quick Look調査前に、炉心上部の様子が予備的に評価された。図６に、評価結果をまとめて示す[5]。炉心中央で燃料集合体の損傷・崩落が進んでいる可能性、炉心外周部では燃料集合体が残留している可能性が示された。

　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Quick Look調査では、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。

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  図５　TMI-2炉のインコアモニターの配置 [5]
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  図６　APSR挿入試験とインコアモニター調査の結果まとめ [5]

参考文献

[1] G.W. Croucher, Three Mile Island UNIT-2 Core Status Summary: A Basis for Tool Development for Reactor Dissassembly and Defueling, GEND-007, 1981.

[2] Quick look inspection: Report on the insertion of a camera into the TMI-2 reactor vessel through a leadscrew opening, GEND-030, vol.1, 1983.

[3] P.R. Bengel, M.D. Smith, G.A. Estabrook, TMI-2 Reactor Vessel Head Removal, GEND-044, 1985.

[4] F.T. Soberano ei al., Static in-situ Test of the Axial Power Shaping Rod and Shim Safety Control Rod Mechanisms, GEND-INF-026, 1982.

[5] R.W. Garner, D.E. Owen, M.R. Martin, An assessment of the TMI-2 Axial Power-shaping rod dynamic test results, GEND-INF-038, 1983.

[6] J.A. Gannon, Development of In Situ Test Procedures for TMI-2 Axial Power Shaping Rod Drive Mechanism, GEND-INF-028, 1982.