総合講演・報告

IRIDにおける福島第一原子力発電所廃炉に関わる技術開発状況（３）デブリ性状把握に係る技術開発
2014年9月10日

鷲谷 忠博
日本原子力研究開発機構（JAEA）
国際廃炉研究開発機構（IRID）
無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning1

プロジェクトの概要
燃料デブリの特性把握・処置技術開発

デブリの処置反映
処置技術検討（保管・処分・処理）

反映

臨界安
全管理

計量管理の検討

一時保管

反映
保管方法・容器等の検討（軽微破損燃料）（燃料デブリ）（閉塞物)

取出し工法・工具等の検討

デブリ取出し（MCCI生成物）
１F炉心状況の推定図（取出し冶具例）(TMI-2 燃料取出し例)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning2燃料デブリ性状把握の目的
他のPj へも反映
デブリ取出し装置開発（デブリ取出しPj）

・切削性・穿孔性などの装置特性収納保管
PJ

臨界管理
PJ

計量管理
PJ

・工学規模溶融体特性、等デブリ取出し
PJ

模擬デブリによる特性把握
・機械特性：硬度、弾性率、破壊靱性、等・熱的特性：融点、熱伝導率、比熱、等
・その他： 粒径、形状、空隙率、密度、化学形、等各部位の“物性情報 ”を取得
単相or

コールド試験体

複合材

掘削要素試験
（イメージ）

コールド模擬試験体の検討

実デブリ試料の一例（イメージ）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning3

1F炉内デブリ性状の推定（解析の流れ）
事故進展解析Pjからの情報

熱力学平衡計算

SA解析• 平衡到達の仮定（物質移動の収束）• 熱力学計算条件の設定
－材料組成
－温度

各セルの温度、物量の推移
蒸気乾燥器

温度

気水分離器

物量

上部格子板

Time

・材料質量
・元素組成
・材料の酸化量・最高到達温度
etc…

有効燃料領域

各相の生成量評価

炉心支持板

各セルの状況を推定

圧力容器のモデル

事故解析の不確実性（モデルの不完全さ、解析上の仮定の置き方 等）を考慮し、炉心損傷状況が異なる複数のケースを想定。

0.8(U,Zr)O2

0.6

0.4

Zr(O)

温度上限（1800K）

下部
プレナム

積算質量割合（K）
積算質量割合 (-)

1酸化物相(U,Zr)O2,
UO2, ZrO2

金属相
Fe2(Zr,U)
Zr(O),
0Fe2(Zr,U),
700 1200 1700 2200 2700
T (K)FeaZrbUc
温度（K）

0.2

Liq.
Fe3UZr2

図 熱力学平衡計算結果の一例
U-Zr-O-Fe系、FactSage + NUCLEA©International Research Institute for Nuclear Decommissioning4

1F炉内デブリ性状の推定（熱力学平衡計算）
評価結果

燃料棒領域（U-Zr-O系）
径方向の中心

炉心をモデル化

外周リング1リング2

2400 K

2400 K金属成分

リング3

酸化物成分

主要な酸化物(U,Zr)O2

主要な金属

Zr(O)

(Zr,U)O2

2400 K 低融点の構造材（ステンレス等）は溶融して下方に流下。
 下部支持板付近で金属デブリを形成
2200 K

2000 K

下部支持板付近（U-Zr-O-Fe系）

1800 K

事故進展解
析に基づく
炉心内領域の区分解析結果を基づき、温度・質量分布等を評価。

⇒ 炉心をモデル化 （特徴による区分）

酸化物成分
金属成分

主要な酸化物(U,Zr)O2

主要な金属

Zr(O)

(Zr,U)O2

Fe2(Zr,U)

温度・質量分布を元に、想定される炉内の状況下で最も安定的に存在できる物質（化学形）を熱力学平衡計算で評価
5©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

5

U模擬デブリの調製・性状把握●模擬デブリ調製の考え方

ルーズデブリ層• 溶融時の温度や酸素分圧の範囲を考慮。量的に多い酸化物系に着目。

燃料片や溶融燃料が急冷され、粒子化・UO2・(U,Zr)O2 等

溶融・固化した炉心
上部/下部クラスト：
溶融燃料が比較的早く冷却されてできる塊
再溶融固化層：
溶融燃料がゆっくり冷却されてできる塊・(U,Zr)O2（Uリッチ相/Zrリッチ相）
・SUS-Zry合金 ・Zr/Feホウ化物 等
下部プレナム/制御棒ハウジング
制御棒案内管に溶融燃料等が付着・SUS・(U,Zr)O2 等

格納容器床面MCCI生成物・(U,Zr)O2・ジルコン 等

溶融進展後に予想される燃料デブリの生成箇所および材料の種類©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

注） 図や写真は、TMI-2やSA研究の写真及び東京電力による推定状況を暫定的に利用したものであり、実際の１F状況とは異なる可能性があります。

6

U模擬デブリの調製・性状把握● 模擬デブリの調製

混合組成(U0.5Zr0.5)O2• 焼結法やアーク溶解法により(U,Zr)O2等の模擬デブリを調製 (U0.4Zr0.6)O2、性状を評価(U0.15Zr0.85)O2

焼結密度(g/cm3)

相対密度(%TD)

相8.52~97

立方晶+正方晶+単斜晶

0.5~0.6,0.1~0.15

7.94~96

立方晶（準安定相？）

0.15, 0.3, 0.5

6.48~94

正方晶+単斜晶

0.12~0.18, 0.3

U/(U+Zr)割合

焼結法

アーク溶解法(U0.5Zr0.5)O2

UO2-50wt%Zr

40µm

UO2 + ZrO2 → (U,Zr)O240µm

Zr+UO2→ α-Zr(O)+α-U+UO2• アーク溶解法、及び焼結法による緻密な(U,Zr)O2模擬デブリを調製。
• U/Zr比、酸素分圧等による模擬デブリの相、組織、分布状態等のデータを蓄積©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

7模擬デブリによる機械的特性等の測定
ウランやジルコニウムを用いて模擬デブリを作成、種々の組成等のパラメータを振りながら、考えられる燃料デブリの物性データを取得。

例：溶融・固化試料中の各相の微小硬さの測定概略値

ビッカース硬さ（GPa）
0510

UO250wt%Zr

40µm

酸化物

1520

ホウ化物 (Fe,Cr,Ni)2B 、 ZrB2 等
アーク溶融

合金+ホウ化物(U,Zr)O2UO2 、(U0.5Zr0.5)O2 等1mm

アーク溶融

金属

Fe, Fe-Cr-Ni、等

燃料デブリを構成する材料の中ではホウ化物が最も硬く、取り出し工具耐久性への悪影響が懸念される。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

81F燃料デブリ特有現象の検討(1/2)●模擬デブリと海水塩の高温反応
デブリ表面で海水が蒸発して塩が析出した状況を想定た基礎データを取得。
• 蒸固した海水塩に(U,Zr)O2模擬デブリペレットを浸漬し、815 - 1395℃で保持• 表面にCa(+Na)の緻密なウラン酸塩層が生成

塩充填

模擬デブリ
ペレット

アルミナるつぼ

Ca/Na/U → (Ca,Na)UO4-x or CaNaU2O7-x• Uが選択的に反応し、ペレット表層近傍では濃度勾配

模擬デブリペレットの塩浸漬

例：(U0.4,Zr0.6)O2－海水塩
Zr

U

MgO(+NaCl)
堆積層

Mg(Ca,Na)-U-O ペレット母相

Zr

UNaCa
40 µm

元素プロファイル

Ca(U0.4Zr0.6)O2模擬デブリペレット断面のSEM像及びX線像 （空気中、1002℃、12h）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning99

1F燃料デブリ特有現象の検討(2/2)●模擬デブリと制御材（B4C）の高温反応
燃料集合体と制御棒（B4C）から成るデブリについて、酸化物相、合金相、及びホウ素のデータを取得。

• B4Cと燃料集合体の原料粉末をアーク溶融• 生成物は Fe-Cr-Ni-Zr合金(Fe2Zr型）、 ZrC 、(Fe,Cr)2B 、 ZrB2
アーク溶解前後の外観

混合物成形体溶融固化物

例：B4C/SUS/Zr (5/45/50 wt%)の反応生成物

制御棒と燃料集合体
50µm・Fe–Zr, Ni–Zr共晶〜940、1200、1300℃

BFe

Zr

ZrB2・Fe–B4C共晶〜1150℃

ZrC

・SUS融点〜1400℃
制御棒

・ZrによるUO2溶解〜1760℃

光学顕微鏡、SEM像及びX線像©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

10

国際協力を用いたMCCI生成物の特性把握仏）CEAのVULCANO試験装置

1FのMCCI条件（推定）

酸化物用の コリウム組成

アーク加熱炉

金属用の高周波加熱炉

MCCI反応 CEAのMCCI試験と1F条件の比較
ZrO2/UO2比（kg/kg）⇒SiO2はおよそ60%
骨材、セメントの混合比など
によって前後する

表 玄武岩系コンクリートの分解生成物の割合

表 炉内燃料、構造物の重量

コンクリート部

1.2
1.00.80.6
0.40.20.0

 コンクリート組成⇒Zryが全量酸化したとして
ZrO2/UO2 =〜0.55程度
コリウムの冷却条件等によりこの前後に幅広く分布◆：コリウムとして酸化物のみ使用◇：SUS含む

VB-U6

VB-U7

成分割合(%)

炉内構造物

18 t

CaO

9.51

UO279 t

MgO

6.7

Zry

32 t

SiO259.16

Al2O38.97

H2O

4.9

CO21.5（東京電力のMAAP入力条件より抜粋）

VB-U4
VB-U5（JNESのCOCOベンチマーク条件より抜粋）

VBS-U4

VBS-U1

１号機

VBS-U30204060
SiO2含有率（%）

80100

CEAのMCCI試験施設及び、CEAで保有しているMCCI試験サンプルを利用し、MCCI生成物の基本的な特性を早期に把握。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

11

TMI-2デブリとの比較
 TMI-2デブリを用いた特性データの取得
 基礎物性、機械的特性データ
SEM-EPMA、XRD、密度等の基礎物性に加え、ビッカース硬度等を取得する。

 化学特性データ
アルカリ融解等による分析技術の検証を行う。また、元素分析、浸漬データを取得する。

基礎物性・機械特性

H26〜実施

形状観察

密度測定

硬さ測定

SEMEPMA

XRD

化学特性

TMI-2デブリサンプル

ｱﾙｶﾘ溶融

元素分析

浸漬試験

その他

H26〜実施硝酸溶解©International Research Institute for Nuclear Decommissioning12デブリ物性リストの作成●物性の取得状況

ビッカー
破壊靱 熱伝導密度
気孔率
ヤング率
比熱Update:
模擬デブリを用いて取得する物性。
(MPa
推定される材質・相の物性
ス硬さ性率
基礎試験、解析等による？ ：実デブリ試料を用いた測定が望ましい物性。
(g/cm3)(-)データを取得。
(GPa)(J/Kmol)
材質・相の推定(GPa)
m1/2)(W/mK)

融点(oC)

文献情報でカバー

圧力容器内
位置

密度
(g/cm3)

気孔率(-)

ビッカース
硬さ (GPa)

ヤング率(GPa)

破壊靱性(MPa m1/2)

熱伝導率(W/mK)

比熱(J/Kmol)

融点 (oC)

11?

4-6

190-2201.1

1070-902865?

9-12160-220

3-8

1-350-60

2715

5-11?

6-14160-210

1-3

1-4Update

2500-2900(U,Zr)O2（単斜晶） Updated.e.
(U,Zr)O2（正方晶）?

UpdateUpdateUpdateUpdateUpdateUpdatee. (U,Zr)O2（単斜晶）
金属

Update?

UpdateUpdateUpdateUpdateUpdateUpdatef. Zircalloy-27?

988

Update2325

1855

g.g.SUSSUS

Update?

UpdateUpdateUpdateUpdateUpdateUpdateh. α-Zr(O)h. α-Zr(O)Update?

UpdateUpdateUpdateUpdateUpdateUpdatei. Fe2(Zr,U)i. Fe (Zr,U)j. Fe3UZr22

Update?

UpdateUpdateUpdateUpdateUpdateUpdateUpdate?

UpdateUpdateUpdateUpdate

UpdateUpdateUpdate?

17-20

UpdateUpdateUpdateUpdateUpdateペデスタル部（圧力容器外）
l. MCCI 生成物
Update?

UpdateUpdateUpdateUpdateUpdateUpdateカテゴリー
酸化物
材質または相圧力容器内
a. UO2酸化物
b. ZrO2
a. UO2(U,Zr,M)O2（立方晶） 6b.c.ZrO
2c.d.
(U,Zr,M)O2（立方晶）(U,Zr)O2（正方晶）※M=Fe, Gd等の少数成分

金属

f. Zircalloy-2

j. Fe3UZr2
その他セラミックk. ZrB2
その他セラミック
ペデスタル部（圧力容器外）
k. ZrB2
酸化物＋金属、等酸化物＋金属、等
l. MCCI 生成物

平成25年度まで・(U,Zr)O2系：焼結体の物性を取得
平成26年度以降
・(U,Zr)O2系：結晶構造での比較や、溶融体の物性取得（焼結体との比較）に着手。

文献情報でカバー

平成26年度以降
・金属系：物性取得に着手。
平成26年度以降
・MCCI生成物：化学形の絞込み及び物性取得に着手。

13注）本表はH26.3までに調査・取得したデータに基づき作成されています。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

13

1F炉内のデブリ状況の推定へ反映
各種情報をもとに炉内のデブリ位置や性状等を推定する。
• 炉内解析結果を反映。
• １F状況の情報を反映。
• TMI-2、SA研究の知見を反映

２号機における燃料破損燃料の推定状態※※ 炉心状態の推定図原画は、「東京電力株式会社 福島第一原子力発電所1～3号機の炉心・格納容器の状態の推定と未解明問題に関する検討 第1回進捗報告平成25年12月13日」報告書から引用。

〔特徴〕〔イメージ〕？

ルースデブリ
【性状】
【主材質】

？

上部クラスト【性状】
【主材質】

？

溶融固化物
【性状】
【主材質】

？

クラスト
【性状】
【主材質】

・・・・・

？

・・・・・

MCCI生成物【性状】【主材質】

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・

・・・・・
・・・・・
・・・・・
・・・・・
・・・・・
・・・・・

デブリ特性リスト
情報を炉内状況の推定へ反映。
○性状○主材質など・・・・・・・・・・・・・・・

14©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

14

まとめ
 炉内デブリ状況の推定• 圧力容器下部では、Zr(O)やFe 2 (Zr,U) などの金属成分が多く生成している可能性があり。

 模擬デブリによる特性把握• デブリ取出しに必要な物性値として、密度、機械物性（硬さ、弾性率、破壊じん性）、熱物性（熱伝導度、比熱、融点）を選定。
• 海水塩、B 4 C制御材、Pu等の影響を評価。
• TMI-2デブリの特性データを取得中、模擬デブリのデータ等と比較評価。
• MCCI生成物に対する特性把握を加速。（国際協力を利用） デブリ特性データの整理• デブリ特性データを整理し、１F炉内のデブリ性状の推定、デブリ取出しPj等へ反映。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

15

補足資料

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning16

金属セラミックス溶融固化体製作及び特性評価
 取出し機器に対して加工が困難と想定される金属／セラミックス不均一溶融固化体を製作し、機器開発用モックアップ体製作のための材料特性を試験評価し、モックアップ体製作方法を策定する。

実施方法(1) 金属/セラミックス溶融固化体製作試験

溶解したUO2＋Zr混合物（60kg）をステンレス鋼製構造材に落下。
金属とセラミックスが不均一に急冷固化した溶融固化体を製作。
(2) 材料評価
金属とセラミックスの境界部およびその周辺に着目し、断面マクロ・ミクロ観察、化学成分分析、硬さ、破壊靱性測定を実施。

ステンレス鋼製板

UO2+Zrステンレス鋼製
受け皿(3) 金属/セラミックス溶融固化モックアップ体設計
機器開発用モックアップ体の材料選定、設計を行い製作仕様を策定。
現有知見に基づく1Fデブリ性状の推定結果から製作条件を設定。
試験体系©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

17