４章

4.4 事故時の燃料損傷挙動
4.4.1 燃料損傷挙動
炉心の著しい損傷開始温度として LOCA 基準の 1200 ℃が用いられており、高温時のジルカロイと水蒸気との酸化反応による反応熱を考慮すると定性的には妥当と考えられるが(1)、より定量的な検討として、MELCOR コードを用いて被覆管の昇温特性及び注水効果を解析評価した。
(1) 解析条件
解析コードは、MELCOR 2.2(2)を用いた。表 4.4.1-1 及び表 4.4.1-2 に炉心体系及び入力条件、図 4.4.1-1 に炉心モデルを示す。炉心体系は BWR-3 として、燃料領域を径方向に 2分割、軸方向に 4 分割の合計 8 領域に分割して解析を実施した。MELCOR コードではジルカロイ被覆管と水蒸気との酸化反応式は Urbanic-Heidrick の式を用い、827 ℃から酸化反応を考慮している(2) (3)。解析では、比較として被覆管の酸化反応を考慮しないケース、つまり崩壊熱のみを考慮した解析及び、高温酸化特性の抑制が期待される事故耐性燃料（ATF、コーティング被覆管）を想定して酸化反応の開始温度を Zr-Cr の共晶反応 (4)を考慮して1300 ℃にしたケースを実施した。
図 4.4.1-2 に事故シナリオを示す。スクラム直後に RCIC（原子炉隔離時冷却系、ReactorCore Isolation Cooling system）が作動し、1.5 時間後に RCIC を含む全電源喪失事故を想定し、その時点において急速減圧、減圧沸騰による水位低下が発生することを仮定した。1.5時間後の炉心圧力は、定格出力の約 1%まで低下している。さらに注水の影響を評価するた
めに注水タイミング、注水量をパラメータとした解析を実施した。注水量は、公開データ(5)(6)
を参考にして表 4.4.1-3 に示す 50、100、150、200 m3/h とし、被覆管温度が最も厳しくなる 109 領域（図 4.4.1-1 の赤枠領域）において被覆管温度が各 900 ℃、1000 ℃、1100 ℃、1200 ℃、1300 ℃、1400 ℃のタイミングで注水した。
(2) 解析結果
図 4.4.1-3 に酸化反応有無それぞれの条件について被覆管温度及び昇温速度を示す。酸化反応無しでは、崩壊熱により被覆管温度は直線的に上昇する傾向となるのに対して、酸化反応有りでは、酸化反応が開始する 823 ℃より被覆管温度が上昇し、1200 ℃付近より加速傾向を示した。
図 4.4.1-4 は、図 4.4.1-3 より評価した各被覆管温度における昇温速度を示す。酸化反応無しでは、昇温速度は~0.5 ℃/s で被覆管温度に対してほぼ一定であった一方、酸化反応有りでは被覆管温度の上昇に伴い、昇温速度も高くなり、1200 ℃付近より、加速的に増加する傾向が認められ、1400 ℃では酸化反応無しと比較して、酸化反応有りの昇温速度は 5 倍ほど高くなった。

4.4-1

４章

図 4.4.1-5 は、1200 ℃からの各被覆管温度（1300 ℃ / 1400 ℃ / 1500 ℃）までの到達時間を示す。1200 ℃から 1400 ℃までの到達時間は、酸化反応無しで約 2 分、酸化反応有りで約 10 分であった。
図 4.4.1-6~図 4.4.1-11 は、酸化反応有無における各被覆管温度（900 ℃ / 1000 ℃ /1100 ℃ / 1200 ℃ / 1300 ℃ / 1400 ℃）時点で表 4.4.1-3 に示す流速で注水した場合の被覆管温度上昇を示す。図 4.4.1-12~図 4.4.1-17 に解析結果を整理したものを示す。酸化反応有りのとき、被覆管温度が 1100 ℃~1300 ℃に達した条件では注水量 50 m3/h で、被覆管温度が 1400 ℃に達した条件では注水量 50 m3/h、100 m3/h で、注水しないケースの昇温速度を上回った。この原因は、図 4.4.1-18 に示した炉心内の水蒸気分圧変化より、被覆管の温度上昇に伴い炉心内の水蒸気が枯渇したが、注水をしたことで再び炉心内に水蒸気が発生したことで水蒸気分圧が上昇し酸化反応が加速したと考えられる。図 4.4.1-19(1)~(6)は、注水時の炉心水位変化を示す。再冠水に要する時間は、各注水量において 0.3 時間（200m3/h） ~1.5 時間（50 m3/h）であった。図 4.4.1-20 に注水以降の被覆管最高温度をまとめたものを示す。酸化反応有りのとき、注水量 50 m3/h では 1100 ℃から 1400 ℃のいずれの被覆管温度で注水しても被覆管温度は 2000 ℃まで達したが、注水量 150、200 m3/h では、被覆管温度は 1600 ℃を超えることはなかった。一方、酸化反応無しでは、注水量 50 m3/hの低い流速においても被覆管温度は 1500 ℃を超えることはなかった。
今回の解析では、スクラム後 1.5 時間のタイミングで減圧を行っており、被覆管温度や昇温速度はこのタイミングに対する評価値である。減圧タイミングが変わるとこれらの温度特性も変わってくる。スクラム後の減圧までの時間が長くなると、崩壊熱も減衰し、昇温速度が小さくなるため酸化膜厚さが厚くなり、酸化反応熱も減少する。今回の解析では、ジルカロイの酸化反応速度定数は、下記の Urbanic-Heidrick の式(2) (3)を用いている。
=( )酸化反応速度定数

ジルカロイ－水蒸気反応( ) = 29.6 exp(.

) (kg2/m4-sec)

酸化反応定数の温度依存性を図 4.4.1-21 に示す。これより、酸化反応速度定数は 1200 ℃より増加傾向となる。減圧タイミングの影響を確認するためにスクラム後 0.1 時間、0.5 時間及び 24 時間で減圧を行った酸化反応有りの解析を実施し、各時間における昇温速度を比較したものを図 4.4.1-22 に示す。また、図 4.4.1-23 は、酸化反応有無における昇温速度比で整理した図を示す。減圧タイミング 0.1 時間、0.5 時間、1.5 時間及び 24 時間の各ケースにおいて 1200 ℃付近より加速傾向で、昇温速度に対する酸化反応の寄与は崩壊熱と比較して数倍であることが分かる。図 4.4.1-22 より 24 時間で減圧した場合の昇温速度は、0.1時間、0.5 時間、1.5 時間と比較して昇温速度は小さくなっているものの、1300 ℃付近での

4.4-2

４章

昇温速度は 1 ℃/s 前後であり、これは 10 分程度で被覆管融点に達することになる。総じて、被覆管昇温特性の観点では、減圧タイミング 0.1 時間、0.5 時間、1.5 時間及び 24 時間の間に大きな違いはなかった。
また、高温酸化特性の抑制が期待される事故耐性燃料（ATF、コーティング被覆管）を想定して酸化反応の開始温度を 1300 ℃としたケースで解析を実施した。図 4.4.1-24 は、酸化反応有無における被覆管の温度上昇を示す。酸化反応開始温度が 827 ℃では、酸化反応開始後から被覆管温度が上昇し 1200 ℃付近より加速傾向を示し、酸化反応開始温度 1300 ℃ケースでは、酸化反応開始直後より被覆管温度が急激に上昇する傾向となった。図4.4.1-25 は、図 4.4.1-24 より評価した各被覆管温度における昇温速度を示す。酸化反応開始温度が 827 ℃では被覆管温度の上昇に伴い、昇温速度も高くなり、1200 ℃付近より、加速的に増加する傾向が認められ、1400 ℃では酸化反応無しと比較して、昇温速度は 5倍ほど高くなり、酸化反応開始温度 1300 ℃ケースでは、酸化反応無しと比較して昇温速度は 1400 ℃で 5 倍、1500 ℃で 10 倍ほど高くなった。図 4.4.1-26 は、被覆管温度 1300℃において注水量をパラメータとした解析例を示す。注水量が 50 m3/h の場合、酸化反応の有無で比較すると酸化反応無しの方が注水開始時間は約 10 分遅くなり、注水以降の被覆管最高温度が 1500 ℃以下であった。図 4.4.1-27 は、酸化反応の違いによる被覆管温度 1200 ℃までの到達時間を示す。酸化反応開始温度（1300 ℃）の方が酸化反応開始温度（827 ℃）より到達時間が約 7 分遅かった。図 4.4.1-28 は、1200 ℃からの各被覆管温度（1300 ℃ / 1400 ℃ / 1500 ℃）までの到達時間を示す。1200 ℃から 1400 ℃までの到達時間は、酸化反応開始温度が 827 ℃で約 2 分、酸化反応開始温度が 1300 ℃で約 5分であった。図 4.4.1-29 は、酸化反応有無における被覆管温度 1200 ℃時点で表 4.4.1-3に示す流速で注水した場合の被覆管温度上昇を示す。図 4.4.1-30 に解析結果を整理したものを示す。図 4.4.1-31 は、注水時の炉心水位変化を示す。再冠水に要する時間は、各注水量において 0.3 時間（200 m3/h） ~1.5 時間（50 m3/h）であった。
(3) まとめ
炉心の著しい損傷開始温度として LOCA 基準の 1200 ℃が用いられており、その妥当性を検討するために MELCOR コードを用いて被覆管の昇温特性及び注水効果に関する解析を実施した。解析は、酸化反応を考慮したケースと考慮しないケースで実施した。酸化反応無しでの被覆管の昇温速度は、被覆管温度に対してほぼ一定で 0.5 ℃/s 以下であった。
一方、酸化反応有りでは酸化反応開始温度を 827 ℃と 1300 ℃にしたケースで実施した。
両ケースとも被覆管温度の増加に伴い昇温速度も増加傾向にあり、酸化反応開始温度が 827 ℃では酸化反応速度定数に対応して被覆管温度 1200 ℃付近より昇温速度は約 1 ℃/s に達し、1200 ℃以降ではさらに加速する傾向が認められた。酸化反応開始温度 1300 ℃ケースでは被覆管温度 1300 ℃付近より昇温速度が増加し、被覆管温度 1400 ℃付近では約2 ℃/s に達した。

4.4-3

４章

注水効果に関して、注水する被覆管温度をパラメータ（900 ℃／1000 ℃／1100 ℃／
1200 ℃／1300 ℃／1400 ℃）とした解析を実施し、例えば、注水量 100 m3/h では 900℃～1300 ℃では注水が間に合うが、1400 ℃では間に合わず被覆管温度は融点以上となり、被覆管の温度上昇は、注水の観点からも厳しくなる傾向であることを確認した。
高温酸化特性の抑制が期待される事故耐性燃料（ATF、コーティング被覆管）を想定して酸化反応の開始温度を 1300 ℃とした解析では、被覆管溶融を十数分遅らせる、また注水による温度抑制が有効な時間区間についても有意に延伸させる効果が確認される一方、一部の実験的研究でも指摘されている如く、酸化反応開始後の温度急昇の度合いが従来材を上回っていることを確認した。
以上の結果を踏まえると現行の炉心損傷基準 1200 ℃は妥当であり、高温酸化特性の抑制が期待される事故耐性燃料では、ATF における高温酸化の抑制効果及び共晶等高温反応開始後の酸化挙動の双方についてそのメカニズムとともに詳細を把握することが重要である。

4.4-4

４章

表 4.4.1-1

炉心体系

項目

条件

炉心BWR-3

原子炉出力1380 MW

原子炉圧力7.0 MPa

表 4.4.1-2

入力条件

計算条件項目

条件

崩壊定数
燃料ロッド

ORIGEN 計算に基づく崩壊熱曲線
ペレット半径

約 5 mm

被覆管半径

約 6 mm

燃料ピッチ

約 16 mm

炉心領域径方向及び径方向 2

軸方向分割数軸方向 4

金属-水反応Zr 酸化反応計算式：Urbanic-Heidrick
酸化反応開始温度：1100 K (827℃) 、1573 K(1300℃)

被覆管破損条件

被覆管温度：1173 K (900℃)

炉心溶融落下条件

被覆管落下温度：2500 K (2227℃)
被覆管(ジルカロイ)融点：2093 K (1820℃)
酸化ジルカロイ融点：2502 K (2229℃)
二酸化ウラン融点：2503 K (2230℃)

表 4.4.1-3

注水量について

ケース

注水量

No.

(m3/h)

10.0

250.0

3100.04150.05200.04.4-5

４章

図 4.4.1-1

炉心モデル

4.4-6

４章

(a) 水位(b) 圧力図 4.4.1-2

炉心の圧力及び水位変化

4.4-7

４章

図 4.4.1-3

酸化反応有無における被覆管の温度上昇

w_Oxidation
w/o_Oxidation

図 4.4.1-4

各被覆管温度における昇温速度（スクラム後約 1.5 時間で減圧）

4.4-8

４章

1200℃からの到達時間(min)

w_Oxidation
w/o_Oxidation

被覆管温度
図 4.4.1-5

1200℃からの各被覆管温度（1300℃/1400℃/1500℃）までの到達時間（スクラム後約 1.5 時間で減圧）

4.4-9

４章

図 4.4.1-6(1)(a) 注水量50.0 m3/h(b) 注水量100.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 900℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-10４章

図 4.4.1-6(2)(c) 注水量150.0 m3/h(d) 注水量200.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 900℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-11

４章

図 4.4.1-7(1)(a) 注水量50.0 m3/h(b) 注水量100.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1000℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-12

４章

図 4.4.1-7(2)(c) 注水量150.0 m3/h(d) 注水量200.0 m3/h酸化反応有無における被覆管温度 1000℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-13

４章

図 4.4.1-8(1)(a) 注水量50.0 m3/h(b) 注水量100.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1100℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-14

４章

図 4.4.1-8(2)(c) 注水量150.0 m3/h(d) 注水量200.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1100℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-15

４章

図 4.4.1-9(1)(a) 注水量50.0 m3/h(b) 注水量100.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1200℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-16

４章

図 4.4.1-9(2)(c) 注水量150.0 m3/h(d) 注水量

200.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1200℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-17

４章(a) 注水量 50.0 m3/h(b) 注水量
図 4.4.1-10(1)100.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1300℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-18

４章

図 4.4.1-10(2)(c) 注水量150.0 m3/h(d) 注水量200.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1300℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-19

４章(a) 注水量 50.0 m3/h(b) 注水量
図 4.4.1-11(1)100.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1400℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-20４章

図 4.4.1-11(2)(c) 注水量

150.0 m3/h(d) 注水量200.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1400℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇

4.4-21

４章(a) 酸化反応有り(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-12

被覆管温度 900℃時点における注水効果（被覆管温度）

4.4-22

４章(a) 酸化反応有り(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-13

被覆管温度 1000℃時点における注水効果（被覆管温度）

4.4-23

４章(a) 酸化反応有り(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-14

被覆管温度 1100℃時点における注水効果（被覆管温度）

4.4-24

４章(a) 酸化反応有り(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-15

被覆管温度 1200℃時点における注水効果（被覆管温度）

4.4-25

４章(a) 酸化反応有り(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-16

被覆管温度 1300℃における注水効果（被覆管温度）

4.4-26

４章(a) 酸化反応有り(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-17

被覆管温度 1400℃における注水効果（被覆管温度）

4.4-27

４章

炉心内の水蒸気分圧
被覆管温度(109 領域)(a) 注水なし

炉心内の水蒸気分圧
被覆管温度(109 領域)(b)
図 4.4.1-18

注水量50.0 m3/h

被覆管温度 1400℃時点で注水した場合の炉心内の水蒸気分圧変化

4.4-28４章

6m から 10m まで
炉心領域(a) 酸化反応有り

6m から 10m まで
炉心領域(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-19(1) 被覆管温度 900℃時点で注水した場合の炉心水位変化

4.4-29４章

6m から 10m まで
炉心領域(a) 酸化反応有り

6m から 10m まで
炉心領域(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-19(2) 被覆管温度 1000℃時点で注水した場合の炉心水位変化

4.4-30４章

6m から 10m まで
炉心領域(a) 酸化反応有り

6m から 10m まで
炉心領域(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-19(3) 被覆管温度 1100℃時点で注水した場合の炉心水位変化

4.4-31

４章(a) 酸化反応有り(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-19(4) 被覆管温度 1200℃時点で注水した場合の炉心水位変化

4.4-32

４章(a) 酸化反応有り(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-19(5) 被覆管温度 1300℃時点で注水した場合の炉心水位変化

4.4-33

４章(a) 酸化反応有り(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-19(6) 被覆管温度 1400℃時点で注水した場合の炉心水位変化

4.4-34

４章

図 4.4.1-20

被覆管温度（900℃/1000℃/1100℃/1200℃/1300℃/1400℃）における注水量の効果（縦軸は注水以降の被覆管最高温度を示す）

酸化反応速度定数 (kg2/m4/s)

4.0E-03
3.5E-033.0E-03
2.5E-032.0E-03
1.5E-03
1.0E-035.0E-04
0.0E+00
800

900

1000

1100

1200

温度 (℃)

図 4.4.1-21

酸化反応速度定数4.4-351300

14001500

４章

スクラム後 0.1h で減圧
スクラム後 0.5h で減圧
スクラム後 1.5h で減圧
スクラム後 24h で減圧

図 4.4.1-22

スクラム後の減圧タイミングをパラメータとした感度解析（酸化反応有り）

スクラム後 0.1h で減圧
スクラム後 0.5h で減圧
スクラム後 1.5h で減圧
スクラム後 24h で減圧図 4.4.1-23

スクラム後の減圧タイミングをパラメータとした感度解析（酸化反応有無における昇温速度比）

4.4-36

４章

2500

2000

ATF の高温酸化抑制が1300℃で喪失し、酸化反応が開始すると仮定

1500

1300℃酸化反応開始

1000

827℃酸化反応開始

500

1.8

図 4.4.1-24

図 4.4.1-25

2.0

2.2

2.42.6

酸化反応有無における被覆管の温度上昇

各被覆管温度における昇温速度（スクラム後約 1.5 時間で減圧）

4.4-37

４章

注水量及び酸化反応有無
0m3/h_w_Oxidation
50m3/h_w_Oxidation
100m3/h_w_Oxidation
150m3/h_w_Oxidation
200m3/h_w_Oxidation
50m3/h_w/o_Oxidation
1300℃注水

図 4.4.1-26

被覆管温度 1300℃において注水量をパラメータとした解析例

w_Oxidation(827℃)
w_Oxidation(1300℃/Cr コーティング ATF を想定)

1200℃

図 4.4.1-27

酸化反応開始温度の違いによる 1200℃到達時間（注水なし）

4.4-38

４章

w_Oxidation(827℃)

1200℃からの到達時間(min)

w_Oxidation(1300℃/Cr コーティング ATF を想定)

被覆管温度
図 4.4.1-28

1200℃からの各被覆管温度（1300℃/1400℃/1500℃）までの到達時間（スクラム後約 1.5 時間で減圧）

4.4-39

４章(a) 注水量 50.0 m3/h(b) 注水量
図 4.4.1-29(1)100.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1200℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇（Cr コーティング ATF を想定）

4.4-40４章

図 4.4.1-29(2)(c) 注水量150.0 m3/h(d) 注水量

200.0 m3/h

酸化反応有無における被覆管温度 1200℃時点で注水した場合の被覆管温度上昇（Cr コーティング ATF を想定）

4.4-41

４章(a) 酸化反応有り(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-30

酸化反応有無における被覆管温度 1200℃時点における注水効果（Cr コーティング ATF を想定）

4.4-42

４章

6m から 10m まで
炉心領域(a) 酸化反応有り

6m から 10m まで
炉心領域(b) 酸化反応無し
図 4.4.1-31

被覆管温度 1200℃時点で注水した場合の炉心水位変化（Cr コーティング ATF を想定）

4.4-43