本レポートは独立行政法人日本原子力研究開発機構が不定期に発行する成果報告書です。
本レポートの入手並びに著作権利用に関するお問い合わせは、下記あてにお問い合わせ下さい。
なお、本レポートの全文は日本原子力研究開発機構ホームページ（http://www.jaea.go.jp）
より発信されています。
独立行政法人日本原子力研究開発機構〒319-1195

研究技術情報部

研究技術情報課

茨城県那珂郡東海村白方白根 2 番地 4

電話 029-282-6387, Fax 029-282-5920, E-mail:ird-support@jaea.go.jp
This report is issued irregularly by Japan Atomic Energy Agency.
Inquiries about availability and/or copyright of this report should be addressed toIntellectual Resources Section, Intellectual Resources Department,
Japan Atomic Energy Agency.
2-4 Shirakata Shirane, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken 319-1195 Japan
Tel +81-29-282-6387, Fax +81-29-282-5920, E-mail:ird-support@jaea.go.jp© Japan Atomic Energy Agency, 2014

JAEA-Review 2013-066

東京電力福島第一原子力発電所における燃料デブリ特性把握・処置技術開発－平成 24 年度研究開発成果報告書－
日本原子力研究開発機構 東海研究開発センター
核燃料サイクル工学研究所 核サ研福島技術開発特別チーム
燃料デブリ取扱技術開発グループ
原子力科学研究所 原科研福島技術開発特別チーム
燃料デブリ評価技術開発グループ（2013 年 12 月 27 日 受理）
平成 23 年 3 月 11 日の東北太平洋沖地震に伴う東京電力（株）福島第一原子力発電所（以下、「1F」）事故以降、政府、東電及び関係機関による収束に向けた取り組みが継続されている。平成 23 年 12 月 16 日には「政府・東京電力中長期対策会議」（平成 25 年 2 月 8 日「東京電力福島
第一原子力発電所廃炉対策推進会議」に移行）が設置され、19 の研究開発プロジェクトが発足し、各プロジェクトを運営するワーキングチーム／サブ・ワーキングチーム等が設置された。日本原
子力研究開発機構（以下、「JAEA」）核サ研福島技術開発特別チーム及び原科研福島技術開発特別チームは各拠点等と連携を図り、燃料デブリ取出し準備ワーキングチームの傘下にある「(2-③-1)模擬デブリを用いた特性の把握」「(2-③-2)実デブリの性状分析」「(2-③-3)デブリ処置技術の開発」の 3 つのプロジェクトに参加している。
平成 24 年度は「(2-③-1)模擬デブリを用いた特性の把握」及び「(2-③-3)デブリ処置技術の開発」の 2 つのプロジェクトについて研究開発を実施し、燃料デブリの取出しに必要なデブリ特性情報
及びデブリ処置技術に関する検討成果を得た。
本報告書は、平成 24 年度における上記の 2 つのプロジェクトに関する研究開発成果をまとめたものである。
「(2-③-1)模擬デブリを用いた特性の把握」については、１F 炉内情報等を基に熱力学計算等を行い炉内デブリの化学形、相状態及び組成を推定した。また、Three Mile Island 発電所 2 号炉（以下「TMI-2」）や Severe Accident（以下「SA」）研究情報を基に１F でのデブリ取出し方法・装置を推定しデブリ取出装置開発に必要なデブリ物性を特定、炉内デブリの暫定的な特性リストを作成した。模擬デブリを用いた特性評価では、(U,Zr)O2 系模擬デブリの硬度等の機械特性データを取得、海水塩及び B4C との反応基礎データ、UO2 及び MOX 燃料の模擬デブリを用いた融点、熱伝導率等の基礎データを取得し、Zr 含有率、O/M 等の影響を評価するなどの成果を得た。
「(2-③-3)デブリ処置技術の開発」については、TMI-2 の実績等を参考にシナリオ概念の整理を行い、各プロセスを構成する各工程について特徴を整理した。また、デブリ分析技術の検討ではアルカリ溶融法の有望性を確認した。硝酸溶液系や溶融塩系における模擬デブリの溶解試験では基礎データの蓄積を図るとともに技術課題を抽出した。
核燃料サイクル工学研究所：〒319-1194 茨城県那珂郡東海村村松 4‐33
原子力科学研究所：〒319-1195 茨城県那珂郡東海村白方白根 2‐4i

JAEA-Review 2013-066

Fuel Debris Characterization and Treatment Technologies
Development for TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station－ 2012 Annual Research and Development Report －Fuel Debris Conditioning Technology Development Group,
Fukushima Project Team, Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories
Fuel Debris Analysis Technology Development Group,
Fukushima Project Team, Nuclear Science Research InstituteTokai Research and Development Center
Japan Atomic Energy Agency
Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken（Received December 27, 2013）
Since March 11, 2011, severe accidents occurred at Fukushima Daiichi Nuclear Power
Station (1F NPS), the Government of Japan and Tokyo Electric Power Company (TEPCO)
and all Japan’s companies have been worked on the remediation. The first meeting of“Government and TEPCO’s Mid-to-Long Term Countermeasure Meeting” was held on
December 16, 2011, and then “ the Council for the Decommissioning of TEPCO's
Fukushima Daiichi Nuclear Power Station” was established on February 8, 2013, and 19
research and development projects and Working team / Sub working team were launched.
Japan Atomic Energy Agency (JAEA); Fukushima Project Teams in Nuclear Fuel Cycle
Laboratories and Nuclear Science Research Institute are belonging to the projects of“Fuel debris characterization (2-③-1)”, “Analysis of fuel debris (2-③-2)” and “Treatment
technology development of fuel debris (2-③-3)”.
In the 2012 JFY, we carried out research and development on the “Fuel debris
characterization (2-③-1)” and “Treatment technology development of fuel debris (2-③-3)”,and obtained some results on the debris properties and debris treatment technologies.
This document report annual research and development results of above two projects
in 2012 JFY.
In the Project of “Fuel debris characterization (2-③-1)”, the debris chemical form,
phase state and composition were estimated by thermodynamic calculation withreferring sever accident code results and the fuel debris properties which needed fordeveloping the methods/devices for defueling was identified with information of Three
Mile Island and sever accident study. As for investigation of reaction and products
specific to 1F accident, fundamental data on the debris such as mechanical properties i.e.
hardness, and effects of sea water, B4C, ratio of Zr content and O/M, and thermal
properties as melting points, thermal conductivity, etc. were obtained by simulated
debris with UO2 and MOX.
In the Project of “Treatment technology development of fuel debris (2-③-3)”, scenario
study for fuel debris management was performed and a draft of the whole image of scenarios
was developed, analysis technologies of actual fuel debris was studied and the alkaline
resolution method using Na2O2 was defined as the most likely to be applied as a part ofii

JAEA-Review 2013-066

analysis technologies, and fundamental studies were carried out on dissolution of fuel debris
in nitric acid as aqueous process and in molten salt as pyrochemical process.
Keywords: Fuel Debris ， TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station ， Debris
Characterization，Treatment Technologies，Decommissioning，Sever Accident，Simulated
Debris，Mechanical Properties，Thermal Properties，Scenario，Alkaline Resolution，Aqueous
Process，Pyrochemical Processiii

JAEA-Review 2013-066

目
1.

緒言 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 1
1.1

プロジェクトの背景 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 1

1.2

プロジェクトの目的 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 1

1.2.1「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」に係る目的 ・・・・・・・・・・・・・・ 1

1.2.2「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」に係る目的 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 2

1.3

2.

3.

次

平成 23 年度における実施内容の概要 ・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・ 2

1.3.1

「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」に係る平成 23 年度実施概要・ 2

1.3.2「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」に係る平成 23 年度実施概要 ・・・

31.4

本報告書の概要 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

1.5「デブリ」という用語について ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

プロジェクトの中期計画 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 5
2.1

スケジュール ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 5

2.2「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」の研究開発項目 ・
・・
・・
・・
・
・
・・・
・ 5

2.3

「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」の研究開発項目 ・・・・・・・・・・・・・・・・・ 6

平成 24 年度の実施計画と結果の概要 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 12
3.1

内外情勢 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 12

3.2体制（フレームワーク） ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 12

3.3

各項目の概要（平成 24 年度の主要な実施内容/成果,平成 24 年度中の計画調
整内容）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 12

3.3.1「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」 ・
・・
・
・
・・・
・
・・
・
・・・
・・
・・・・
・・・ 12

3.3.2「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 15

3.4
4.

スケジュール ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 18

平成 24 年度の個別成果①「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」 ・・・・・・・ 20
4.1

模擬デブリの特性評価 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 20

4.1.1

福島情報の調査・整理（炉内状況推定） ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 20

4.1.2

取出しのために取得すべきデータの検討 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 29

4.1.3

MCCI 生成物に関するアプローチ検討 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 34

4.1.4

U 模擬デブリの調製及び機械物性の測定 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 40

4.1.5

Pu のデブリに与える影響の検討 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 46

4.1.6

1F に特有な事故条件のデブリに与える影響の検討 ・・・・・・・・・・・・・ 56

4.2

TMI-2 デブリとの比較 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 73

4.2.1

TMI-2 デブリを用いた試験施設の検討 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 73

iv

JAEA-Review 2013-066

4.3

実デブリ特性の推定 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 76

4.3.1
5.

平成 24 年度の個別成果②「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」 ・・・・・・・・・・・・ 83
5.1

処置シナリオの検討 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 83

5.1.1
5.2
5.3

7.

分析に係る溶解技術開発 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 93

湿式処理技術の適用性検討 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 97

5.3.1
5.4

シナリオ検討に向けた技術的要件の整理 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 83

分析技術開発 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 93

5.2.1

6.

実デブリに関する推定特性リスト（暫定版）の作成 ・・・・・・・・・・・・・・ 76

模擬デブリの硝酸溶解性の検討 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 97

乾式処理技術の適用性検討 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 104

5.4.1

金属電解法の適用性に係る電解還元技術の検討 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 104

5.4.2

金属電解法のオプションとしての Ca 還元法の検討 ・・・・・・・・・・・・・・ 114

5.4.3

電解還元プロセスにおける TRU 挙動 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 120

5.4.4

酸化物電解法の適用性に係る塩素ガスによる塩素化法の検討 ・・・・・・ 124

5.4.5

酸化物電解法のオプションとしての塩素化剤塩素化法の検討 ・・・・・・ 132

5.4.6

Mo 酸塩溶解技術の適用性の確認 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 140

平成 25 年度の実施計画概要 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 147
6.1

内外情勢 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 147

6.2

体制（フレームワーク） ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 147

6.3

受託研究実施項目 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 147

6.4

受託研究スケジュール ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 150

6.5

受託外（交付金事業）実施項目 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 150

結言 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 152

謝辞 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 153v

JAEA-Review 2013-066

Contents
1.

Introduction ・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・ 1
1.1

Background of project ・・・・・・・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・・・・・
・・・・
・・・・
・・・・
・・・・・ 1

1.2

Purpose of project ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 1

1.2.1

Purpose of "(2-③-1)Characterization on fuel debris with simulated
debris " ・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・
・
・
・・・
・
・・・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・ 1

1.2.2
1.3

Purpose of "(2-③-3)Development of debris treatment technologies" ・・ 2

Summary of execution contents in 2011 JFY ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 2

1.3.1

Summary of execution contents in 2011 JFY concerning "(2-③-1)
Characterization on fuel debris with simulated debris" ・・・・・・・・・ 2

1.3.2

Summary of execution contents in 2011 JFY concerning "(2-③ -3)Development of debris treatment technologies" ・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

2.

1.4

Summary of this report ・
・
・
・
・・
・・
・・
・・
・・・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・ 3

1.5

About the term "Debris" ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

Medium term plan of project ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 5
2.1

Schedule ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 5

2.2

Research and development items of "(2-③-1)Characterization on fueldebris with simulated debris " ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 5

2.3

Research and development items of "(2- ③ -3)Development of debris
treatment technologies" ・・・・・
・・・・・
・・
・・・
・・・
・・・・・
・・・
・・・・・
・・・
・・・・・
・・・
・ 6

3.

Summary of implementation plan and result in 2012 JFY ・
・
・・
・・
・・
・・
・・
・・・・・ 12
3.1

Inside and outside situation ・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・ 12

3.2

Framework ・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・・
・・
・・・
・・
・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・
・
・・・
・
・・ 12

3.3

Summary of each item(Main execution contents/results in 2012 JFY, andplan adjustment contents during 2012 JFY)

3.3.1"(2-③-1) Characterization on fuel debris with simulated debris" ・・・・ 12

3.3.2"(2-③-3) Development of debris treatment technology" ・・・・・・・・・ 15

3.4
4.

・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 12

Schedule ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 18

Individual result ①"(2-③-1)Characterization on fuel debris with simulated
debris" in 2012 JFY ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 20
4.1

Characterization of simulated debris

4.1.1 Investigation

and・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 20

arrangementofFukushima

information（Estimation of the core status） ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 20vi

JAEA-Review 2013-066

4.1.2 Study of data to be acquired for taking out debris ・・・・・・・・・・・・ 29
4.1.3 Approach study concerning MCCI product material ・・・・・・・・・・・・・ 34
4.1.4 Preparation of simulated U debris and measurement of mechanicalproperty ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 40
4.1.5 Study of influence that Pu gives to debris ・
・
・
・・
・・
・・
・・
・・・・
・・
・・・・
・・
・・・ 46
4.1.6 Study of influence that specific accident condition in 1F gives todebris ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 56
4.2

Comparison with TMI-2 debris ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 73

4.2.1 Study of test facility using TMI-2 debris ・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・ 73
4.3

Estimation of real debris characteristic ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 76

4.3.1 Making of estimation characteristic list concerning real debris(tentative version) ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 76
5.

Individual result ②"(2-③-3) Development of debris treatment technology" in2012 JFY ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 83
5.1

Treatment scenario study ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 83

5.1.1
5.2

Arrangement of technical requirement for scenario study ・・・・・・・・・・ 83

Development of analytical technology ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 93

5.2.1 Development of dissolution technology for analysis ・・・・・・・・・・・・・・・・ 93
5.3

Adaptability on aqueous process technology ・・・・・・・・・・・・・・・・・ 97

5.3.1 Study of nitric acid dissolution examination using simulated debris ・・ 97
5.4

Adaptability on pyrochemical processing technology ・・・・・・・・・・・・・・・・ 104

5.4.1 Study of electrolytic reduction technology for adaptability on metalelectrorefining process ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 104
5.4.2 Study of Ca reduction method as option of metal electrorefining process

114

5.4.3 TRU behavior in electrolytic reduction process ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 120
5.4.4 Study of chlorination method with gaseous chloride concerning
adaptability on oxide electrowinning process ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 124
5.4.5 Study of chlorinating agent chlorination method as option of oxide
electrowinning process ・・・・・・
・・・・・
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
・・・ 132
5.4.6 Adaptability confirmation of Mo acid salt dissolution technology ・・・・ 140
6.

Summary of implementation plan in 2013 JFY ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 147
6.1

Inside and outside situation ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 147

6.2

Framework ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 147

6.3

Working items in the contract project ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 147

6.4

Schedule in the contract project ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 150

vii

JAEA-Review 2013-066

6.5
7.

Working items in the subsidy project ・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・・・
・・
・
・・・
・
・・ 150Conclusion ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 152

Acknowledgement ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 153

viii

JAEA-Review 2013-066

執筆者リスト（順不同）
監修

鷲谷 忠博(1)、鍛治 直也(1)1 章 緒言鍛治 直也(1)2 章 プロジェクトの中期計画

鍛治 直也(1)

3 章 平成 24 年度の実施計画と結果の概要

鷲谷 忠博(1)、鍛治 直也(1)加藤 正人(1)、紙谷 正仁(1)小藤 博英(1)、矢野 公彦(1)
北垣 徹(1)、池内宏知(1)山田 誠也(1)
高野 公秀(2)、松村 達郎(2)林博和(2)、音部治幹(2)4 章 平成 24 年度の個別成果①「（2-③-1）模擬デブリを用いた特性の把握」
鷲谷 忠博(1)、鍛治 直也(1)加藤 正人(1)、矢野 公彦(1)
北垣 徹(1)、池内宏知(1)高野 公秀(2)、音部 治幹(2)5 章 平成 24 年度の個別成果②「（2-③-3）デブリ処置技術の開発」
紙谷 正仁(1)、小藤 博英(1)矢野 公彦(1)、山田 誠也(1)松村 達郎(2)、林6 章 平成 25 年度の実施計画概要

鍛治 直也(1)

7 章 結言鍛治 直也(1)博和(2)＜所属（平成 25 年 6 月時点）＞(1) 日本原子力研究開発機構 東海研究開発センター 核燃料サイクル工学研究所 核サ研福島技術開発特別チーム 燃料デブリ取扱技術開発グループ(2) 日本原子力研究開発機構 東海研究開発センター 原子力科学研究所 原科研福島技術開発特別チーム 燃料デブリ評価技術開発グループix

JAEA-Review 2013-066

表リスト
4章
表 4.1.1-1 事故解析における注水量の仮定と炉心損傷状態の関係・
・・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・ 24
表 4.1.1-2 各号機、各解析ケースにおける RPV 内のデブリ生成状況の比較・
・
・・
・
・・
・ 25
表 4.1.2-1 取出し装置と燃料デブリの相互作用の検討結果・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・ 32
表 4.1.4-1 焼結条件
（雰囲気）
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・・
・
・
・ 42
表 4.1.4-2 O/M 分析値・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・・
・
・
・
・ 42
表 4.1.5-1 模擬デブリの組成・
・
・
・
・
・
・
・
・・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・ 47
表 4.1.6-1 焼結法で調製した(U,Zr)O2 模擬デブリの分析結果・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 63
表 4.1.6-2 (U,Zr)O2 模擬デブリと海水塩の高温反応試験条件一覧・
・・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・ 63
表 4.1.6-3 (U,Zr)O2 模擬デブリと海水塩粉末混合物の加熱後の生成物(Ar 気流中 2 時間) ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 63
表 4.1.6-4 (U,Zr)O2 模擬デブリ焼結体の塩浸漬加熱後の生成物・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・ 64
表 4.1.6-5 燃料と B4C 制御棒の模擬溶融固化物の混合組成と分析結果・・・・・・・・・・・ 64表 4.1.6-6 各試料・相のマイクロビッカース硬度の測定値概略・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 65
表 4.1.6-7 各水溶液中に浸漬した金属 U 塊の腐食試験結果・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・・・
・・
・・ 65
表 4.1.6-8 各水溶液中に浸漬した UO2 粉末の反応試験結果・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 65
表 4.2.1-1 各施設の特徴・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・
・・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・・
・ 74
表 4.3.1-1 1F1 号機において推定されるデブリ（例）
・
・・
・・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・ 77
表 4.3.1-2 1F2 号機において推定されるデブリ（例）
・
・・
・・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・ 77
表 4.3.1-3 1F3 号機において推定されるデブリ（例）
・
・・
・・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・ 78
表 4.3.1-4 実デブリ特性リスト
（例）
・
・
・・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・ 78
5章
表 5.1.1-1 乾式貯蔵方式の比較・
・
・
・
・
・
・・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・ 92
表 5.1.1-2 デブリ処置方式の比較・
・
・
・
・・
・
・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・ 92
表 5.2.1-1 アルカリ融解法、アンモニウム塩融解法による試験結果・
・・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・ 95
表 5.3.1-1 Pu 影響評価試験における模擬デブリ組成・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・ 100
表 5.4.3-1 ランタノイド元素及び Pu の LiCl-11.8 モル%Li2O(923K)への溶解度・・・ 123
表 5.4.6-1 溶解試験の条件と比較パラメータ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 143x

JAEA-Review 2013-066

図リスト
1章
図 1-1 政府・東電中長期対策会議/研究開発推進本部体制図・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 4
2章
図 2-1

東京電力（株）福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置に向けた主要工程と主な研究開発の取組み・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 8

図 2-2 デブリ関係プロジェクトの中長期計画・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 10
図 2-3 「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」研究開発項目の相互関係・・・・・・・ 11
図 2-4 「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」研究開発項目の相互関係・・・・・・・・・・・ 11
3章
図 3-1 平成 24 年度研究開発実施体制・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 19
図 3-2 平成 24 年度スケジュール・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 194章
図 4.1.1-1 炉内溶融状態の推定の流れ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26
図 4.1.1-2 MELCOR ver 1.8.5 を用いた解析における圧力容器のモデル（左）および炉心材料の初期質量（右）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26
図 4.1.1-3 溶融進展時の材料配置の推移（2 号機、
圧力容器が破損しないケース。
表 4.1.1-1 の“2-JA1”
）
・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・ 27
図 4.1.1-4 溶融進展時の材料配置の推移（2 号機、
圧力容器が破損するケース。
表 4.1.1-1 の“2-JA2”
）
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・ 27
図 4.1.1-5 平衡計算結果の一例（2 号機、
圧力容器が破損しないケース。
表 4.1.1-1 の“2-JA1”
）
・
・・
・・
・・
・・
・・
・ 28
図 4.1.1-6 平衡計算結果の一例（2 号機、
圧力容器が破損しないケース。
表 4.1.1-1 の“2-JA2”
）
・
・・
・・
・・
・・
・・
・ 28
図 4.1.2-1 TMI-2 の燃料取出し装置の整理・
・
・・
・
・
・
・
・・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・ 33
図 4.1.2-2 TMI-2 を参考とした 1F の燃料取出し装置の推定・・・・・・
・・・
・・
・・
・・・・・・・・ 33
図 4.1.3-1 MCCI 生成物の特性に関する各研究開発プロジェクトの課題・
・・
・・
・・
・・
・・ 39
図 4.1.4-1 サンプル調製手順・
・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・・ 43
図 4.1.4-2 各サンプルの金相写真・
・
・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・
・
・・・
・
・ 43
図 4.1.4-3 調整したサンプルの O/M と気孔率・
・・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・・
・・
・・ 44
図 4.1.4-4 O/M とビッカース硬さの関係・
・・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・ 44
図 4.1.4-5 O/M と弾性率の関係・
・
・
・
・
・・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・ 45
図 4.1.4-6 O/M と破壊靱性の関係・
・
・
・・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・ 45

xi

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.5-1 溶融後試料の外観（左：UO2 模擬デブリ 右：MOX 模擬デブリ）
・
・
・・
・・
・
・
・・ 48
図 4.1.5-2 Zr 含有率に対する密度変化・
・・
・・
・・
・・
・・・・
・・
・
・・・・
・・・
・・・・・
・・・
・・・・
・
・・・・ 48
図 4.1.5-3 Pu 含有率に対する密度変化・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 48
図 4.1.5-4 (a) 25%Zr 含有デブリ・・・・・・・・・・・・
・・・・
・・・
・・・・
・・・・
・・・・
・・・・
・・・・
・
・・・・・ 49
図 4.1.5-4 (b) 50%Zr 含有デブリ・
・
・
・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・・
・
・
・・ 49
図 4.1.5-4 (c) 75%Zr 含有デブリ・
・
・
・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・ 49
図 4.1.5-5 模擬デブリの格子定数・
・
・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・
・
・・・
・
・ 49
図 4.1.5-6 Zr 含有率に対する融点変化・
・・
・・
・・
・・
・・・・
・・
・
・・・・
・・・
・・・・・
・・・
・・・・
・
・・・・ 50
図 4.1.5-7 Pu 含有率に対する融点変化・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 50
図 4.1.5-8 UO2-PuO2-ZrO2 擬三元系状態図・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・・・・
・・・
・
・・ 51
図 4.1.5-9 ZrO2 及びジルカロイ-2 酸化物の熱膨張・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・ 52
図 4.1.5-10 模擬デブリの熱膨張（昇温）
・
・・
・・
・・
・・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・ 52
図 4.1.5-11 模擬デブリの熱膨張
（降温）
・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・
・・
・
・
・・・
・
・ 52
図 4.1.5-12 UO2 模擬デブリの熱伝導率・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 53
図 4.1.5-13 熱膨張測定後試料の X 線回折パターン・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・ 53
図 4.1.5-14 温度分布 - 25%U ・
・
・
・
・
・
・
・・
・・
・・・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・・・・
・
・・・
・
・・・・
・・・
・
・・ 54
図 4.1.5-15 温度分布 - 50%U ・
・
・
・
・
・
・
・・
・・
・・・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・・・・
・
・・・
・
・・・・
・・・
・
・・ 54
図 4.1.5-16 温度分布 - 75%U ・
・
・
・
・
・
・
・・
・・
・・・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・・・・
・
・・・
・
・・・・
・・・
・
・・ 54
図 4.1.5-17 空隙率分布- 25%U ・
・
・
・
・
・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・・・・
・
・・・
・・・・・
・・・
・
・・ 54
図 4.1.5-18 空隙率分布- 50%U ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 54
図 4.1.5-19 空隙率分布- 75%U ・
・
・
・
・
・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・・・・
・
・・・
・・・・・
・・・
・
・・ 54
図 4.1.6-1 焼結法により調製した(U,Zr)O2 模擬デブリの外観（左：成型体、右：焼結後）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 66
図 4.1.6-2 (U,Zr)O2 模擬デブリの X 線回折プロファイル（Cu-Kα線）
・
・
・・
・
・
・・
・・
・・
・
・ 66
図 4.1.6-3 UO2-ZrO2 疑二元系状態図の例と(U,Zr)O2 模擬デブリ調製条件の関係・・・・ 67
図 4.1.6-4 模擬デブリ焼結体断面の 2 次電子像・
・・
・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・ 67
図 4.1.6-5 (U0.4Zr0.6)O2 及び(U0.15Zr0.85)O2 焼結体の空気中加熱後のXRD プロファイル(1002℃、3 時間) ・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・
・
・ 68
図 4.1.6-6 模擬デブリと海水塩の加熱方法と加熱前後の外観例・
・・
・・
・・
・・
・・・・
・・
・・
・・ 68
図 4.1.6-7 (U0.4Zr0.6)O2 模擬デブリと海水塩の加熱後の X 線回折プロファイル・
・
・・
・
・ 69
図 4.1.6-8 (U0.4Zr0.6)O2 焼結体の塩浸漬加熱後の表面観察像（同一倍率）
・
・
・
・
・・
・
・・
・
・
・ 69
図 4.1.6-9 (U0.4Zr0.6)O2 焼結体の塩浸漬加熱後の断面観察像(空気中 1002℃-12 時間) ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 70
図 4.1.6-10 (U0.4Zr0.6)O2 焼結体の塩浸漬加熱後の断面観察像(Ar 中 1198℃-12 時間) ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 70
図 4.1.6-11 (U0.15Zr0.85)O2 焼結体の塩浸漬加熱後の断面観察像(Ar 中 1002℃-12 時間) ・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・ 70

xii

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.6-12 B4C/SUS/Zr 溶融固化物の断面観察像・
・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・・・
・
・ 71
図 4.1.6-13 B4C/SUS/Zr/(U0.5Zr0.5)O2 溶融固化物の断面観察像・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 71
図 4.1.6-14 溶融固化試料中のマイクロビッカースによる圧痕観察像の例（同一倍率）
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 71
図 4.1.6-15 金属 U 又は UO2 の浸漬試験後の生成物 XRD プロファイル・
・
・・
・
・
・・
・・
・・
・ 72
図 4.1.6-16 10wt%-過酸化水素水と UO2 の反応で生じた黄色生成物の外観写真（撹拌 10 分後の状態）
・
・
・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・
・
・
・
・
・
・ 72
図 4.2.1-1 TMI-2 サンプルの評価スケジュール・
・
・
・
・・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・ 75
図 4.3.1-1 1F 1 号機の事故後の状態（例）（番号は表 4.3.1-1 を参照）
・
・
・
・・・
・
・・
・
・
・・・
・
・ 79
図 4.3.1-2 1F 2 号機の事故後の状態（例）（番号は表 4.3.1-2 を参照）
・
・
・
・・・
・
・・
・
・
・・・
・
・ 80
図 4.3.1-3 1F 3 号機の事故後の状態（例）（番号は表 4.3.1-3 を参照）
・
・
・
・・・
・
・・
・
・
・・・
・
・ 81
図 4.3.1-4 データシート（例）（(U,Zr)O2-Cubic, Vickers Hardness の例）
・・・・・・・・・・・ 82
5章
図 5.1.1-1 燃料デブリ取出しから処分に至る全体工程・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 91
図 5.2.1-1 アルカリ融解法、アンモニウム塩融解法による試験手順・
・・
・・
・・
・・・・
・・
・・・ 96
図 5.2.1-2 オートクレーブ法による試験手順・
・・
・・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・ 96
図 5.3.1-1 溶液中 U 濃度の経時変化・
・・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・ 101
図 5.3.1-2 溶液中 Zr 濃度の経時変化・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 101
図 5.3.1-3 Zr/M=0.25 における溶液中各元素濃度の経時変化・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 102
図 5.3.1-4 Zr/M=0.5 における溶液中各元素濃度の経時変化・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 102
図 5.3.1-5 Zr/M=0.75 における溶液中各元素濃度の経時変化・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 103
図 5.4.1-1 デブリの乾式処置フロー案・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 110
図 5.4.1-2 電解電流と模擬デブリ電極、Pt 電極電位の変化（一部）・・・・・・・・・・・・・・・・・ 110
図 5.4.1-3 還元前後の模擬デブリ試料の XRD 結果・
・・
・・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・ 111
図 5.4.1-4 Cd 溶解試験後の残渣の XRD・
・・
・・
・・
・
・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・ 111
図 5.4.1-5 LiCl/ZrO2 系に Li2O 添加後の Li2O 濃度変化・
・・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・ 112
図 5.4.1-6 LiCl/(U, Zr)O2 系に Li2O 添加後の残渣試料の XRD 結果・
・
・
・・
・
・
・
・・
・
・・・
・
・ 112
図 5.4.1-7 650℃の LiCl 中での定電流電解・・・・・・・・・・・・・
・・・・
・・・・
・・・・
・・・・
・・・・・・・ 113
図 5.4.1-8 電解還元前後の Li2ZrO3 の XRD 測定結果・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 113
図 5.4.2-1 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物の外観写真・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 117
図 5.4.2-2 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物の XRD パターン・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・ 117
図 5.4.2-3 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物の SEM 写真(倍率 500 倍) ・
・・
・
・
・・
・
・
・・・
・
・ 118
図 5.4.2-4 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物の SEM 写真(倍率 1000 倍) ・
・・
・・
・・
・・
・・
・ 118
図 5.4.2-5 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物の SEM 写真(倍率 2000 倍) ・
・・
・・
・
・
・・・
・
・
・ 118
図 5.4.2-6 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物の EDS 分析におけるマッピング領域のSEM 写真(倍率 2000 倍)と各元素のマッピング結果・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 119

xiii

JAEA-Review 2013-066

図 5.4.3-1 Pu 酸化物の LiCl-Li2O(923K)への溶解度・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 123
図 5.4.3-2 Am 酸化物の LiCl-Li2O(923K)への溶解度測定用試料・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・ 123
図 5.4.4-1 調製した模擬デブリの外観と X 線回折結果・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・
・ 128
図 5.4.4-2 焼結体破断面の SEM 2 次電子像・
・・
・
・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・ 128
図 5.4.4-3 塩素化試験装置の概略図及び各部の外観・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・・・
・・
・・
・
・ 129
図 5.4.4-4 塩素ガス吹き込み状況・
・
・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・ 129
図 5.4.4-5 投入した試料外観（左から Run1、Run2、Run3）
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 129
図 5.4.4-6 固化塩の断面（4 分割）
・
・
・
・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・
・・
・
・・・
・
・ 130
図 5.4.4-7 U 及び Zr の溶解率
（Run1）
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・
・ 130
図 5.4.4-8 Run2 固化塩の断面（4 分割）
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 130
図 5.4.4-9 U 及び Zr の溶解率
（Run2）
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・
・ 130
図 5.4.4-10 Run3 未溶解ペレットの外観と破断面・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 130
図 5.4.4-11 U 及び Zr の溶解率
（Run3）
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・・
・
・
・
・
・
・・・
・
・ 130
図 5.4.4-12 残留ペレット破断面の SEM 像と EDX による元素マッピング・
・
・
・
・・
・
・・
・
・ 131
図 5.4.4-13 残留ペレット洗浄片の断面 SEM 像・
・・
・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・
・ 131
図 5.4.5-1 ZrO2 塩素化試験の実験体系・
・・
・・
・・
・・・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・・・
・・・・
・
・・・・
・・ 136
図 5.4.5-2 試験前の試料外観（左：全体像、右：試料部分拡大）
・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・ 136
図 5.4.5-3 試験後の試料外観（下：全体像、左上：析出物部分拡大、右：試料部分拡大）
・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 136
図 5.4.5-4 ZrO2 塩素化試験後の生成物の粉末 X 線回折プロファイル・・・・・・・・・・・・・ 137
図 5.4.5-5 UO（左）と MoCl（右）試料の外観・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 13725
図 5.4.5-6 UO2+MoCl5 ペレット外観（外径φ4mm）
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 138
図 5.4.5-7 塩素化試験後の試料外観(下：全体像、右上：試料ペレット部分拡大、左上：析出物部分拡大) ・・・・・・・・・・ 138
図 5.4.5-8 蒸留分離後の試料外観(下：全体像、右上：試料ペレット部分拡大、左上：析出物部分拡大) ・・・・・・・・・ 138
図 5.4.5-9 回収後の生成物（左：回収直後、右：スパチュラで切断後）・・・・・・・・・・・・・・ 139
図 5.4.5-10 UO2 の塩素化試験後の生成物の X 線回折プロファイル・・・・・・・・・・・・・・・・ 139
図 5.4.6-1 調製した模擬デブリ試料(U, Zr)O2 の外観・
・・
・・
・・
・・・・・
・・・・
・・・
・・・・
・・・・・ 143
図 5.4.6-2 調製した模擬デブリ固溶体の XRD 測定結果・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 144
図 5.4.6-3 モリブデン酸による試料溶解の様子・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 145
図 5.4.6-4 溶融塩中への UO2, ZrO2 の溶解率の経時変化・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・ 1466章
図 6-1 平成 25 年度プロジェクト体制図・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・・・・
・
・・・ 151
図 6-2 平成 25 年度実施スケジュール・・
・・
・・
・・
・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・
・
・・・・
・
・
・
・
・
・ 151

xiv

JAEA-Review 2013-066

1. 緒言
1.1

プロジェクトの背景
平成 23 年 3 月 11 日の東北太平洋沖地震に伴う東京電力（株）福島第一原子力発電所（以下「1F」という。
）事故以降、関係者はその収束に向けた取り組みを継続している。
その一環として実施する廃止措置等のための研究開発計画として、平成 24 年 12 月 21 日、
資源エネルギー庁及び東京電力は、文部科学省、日本原子力研究開発機構（JAEA）及び東京電力（株）福島第一原子力発電所の設計・建設に関して知見・経験を有するプラントメーカー
である（株）東芝及び（株）日立製作所／日立 GE ニュークリア・エナジー（株）の協力を得ながら「東京電力（株）福島第一原子力発電所 1～4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画について」（以下「政府東電 R&D ロードマップ」という。
）1）を取りまとめた（本計画は平成
24 年 7 月 30 日に改訂されている）。以後関係機関はこれに沿って研究開発を進めている。
政府東電 R&D ロードマップにおいては、関連する研究開発を 19 のプロジェクトに区分すると共に、その実施体制を示している（図 1-1）
。東京電力（株）が事務局を担当する各ワーキン
グチーム及びサブワーキングチーム（以下「SWT」という。）において分野毎の研究開発の推進に関する企画・立案、総合調整が実施され、その下で担当機関が各プロジェクトの具体的な研究開発を進めている。
JAEA は、1F 事故直後からその対応に関する様々な取り組みを進めており、1F 内に存在するデブリに関する研究開発についても早期に着手した。この活動は政府東電 R&D ロードマッ
プにおいて「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」「(2-③-2) 実デブリの性状分析」「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」という３つのプロジェクトとして整理された。以後その位置付けの下で、平成 28 年度頃着手予定の「(2-③-2) 実デブリの性状分析」を除く２つのプロジェクトについて研究開発を進めている。
1.2

プロジェクトの目的

1.2.1「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」に係る目的

燃料デブリの取出し、及び取出し後の処置等に係る具体的な検討を進めるには、デブリの特性に関する情報が必要である。また、取出し用機器の開発にあたっては、非放射性物質を用いて実物大またはそれに近い規模で炉内状態を模擬し、開発機器の試験を行うことが想定されるが、この際に製作する模擬デブリの材料選定においても、デブリの特性に関する情報が重要である。
このデブリの特性に関する情報は実デブリをサンプリングし分析/試験等を行って取得することが確実であるが、このサンプリング技術の検討にも実デブリの特性に関する情報が必要である。従って、実デブリのサンプリングを待たず、その特性について可能な範囲で推定しておくことが重要である。この推定に当たっては過去の過酷事故事例である米国スリーマイルアイ
ランド島原子力発電所２号炉（以下「TMI-2」という。
）事故におけるデブリの情報が有用であるが、炉型や事故進展等において 1F 事故と TMI-2 事故にはデブリの特性に影響を与えうる違いがあることから、TMI-2 デブリの情報だけでは不十分である。

-1-

JAEA-Review 2013-066

本プロジェクトの目的は、上記を背景に、燃料デブリのサンプリング、取出し、及び取出し後の処置等に係る具体的な検討に資するため、それらにおいて必要とされる実デブリの特性について、過去の事故及び苛酷事故研究による知見や、1F 事故におけるデブリ生成条件を考慮した模擬デブリの調製及びこれを用いた分析/試験等により推定することである。また、取出し機器開発等において必要となるであろう大規模・コールドの模擬デブリに係る材料の提案も目的
とする。
1.2.2

「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」に係る目的

デブリを炉内外より取出し一時的に保管した後、長期的にどのように扱うかについては、あまり手を加えずに地層処分する、中長期的に専用施設で貯蔵する等いくつかの選択肢が考えられる。政府東電 R&D ロードマップでは、20～25 年後に燃料デブリの処置方法を決定するとしている。この処置方法の選択に係る議論は、より早期、例えば燃料デブリ取出し開始の時期に求められる可能性がある。一方デブリの処置技術の一種としての分析技術については、取出す
前にサンプリングした燃料デブリの分析において必要となる。
本プロジェクトの目的は、上記を背景に、デブリの処置方法の選択に係る議論において必要になる情報として、処置方法の選択肢について整理するとともに、既存の処理技術の適用可能性を検討すること、並びに燃料デブリの分析技術を準備することである。
1.3

平成 23 年度における実施内容の概要
1F 事故発生後まもなく、JAEA は事故の収束及び廃止措置等に向けた貢献について検討を開始した。その一環としてデブリに関する研究開発についても研究開発計画を提案するとともに、既存知見の調査及び基礎試験に着手した。当該研究開発計画が組み込まれた政府東電 R&D ロ
ードマップが 12 月に策定された以降は、その一環として研究開発を進めることとなった。
具体的には、以下の内容を実施した。
1.3.1「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」に係る平成 23 年度実施概要

TMI-2 事故に関する文献を調査し、デブリの性状等に係る情報を整理した。また、欧州・ロ
シア・米国等における苛酷事故（以下「SA（Severe Accident）」という。）に関する既往研究について調査し、燃料デブリに関するデータ・知見を収集した。
また、1F 事故を想定した各種条件（組成、温度、酸素分圧等）で少量の U 系模擬デブリ1を調製して分析・試験を行い、生成条件と性状（相、元素分布、密度等）の相関性を評価する燃料デブリマッピングに着手した。
また、デブリについて知見の不足している熱物性等の取得を目的とした U 系模擬デブリ、Pu
含有模擬デブリ調製及び分析・試験に着手した。

SA に係る過去の知見により、炉内に存在する燃料デブリの主成分は U と Zr の複合酸化物であることがわかっており、模擬デブリもこの物質を中心として調製している。以下特に断らない場
合には、U 系模擬デブリとは(U,Zr)O2 又はこれをベースとした物質、Pu 含有模擬デブリとは(U,Pu,Zr)O2 又はこれをベースとした物質を指す。
1-2-

JAEA-Review 2013-066

1.3.2

「
（2-③-3) デブリ処置技術の開発」に係る平成 23 年度実施概要

湿式処理技術の適用性検討の一環として、U 系模擬デブリの硝酸溶解試験に着手した。また
乾式処理技術の適用性検討の一環として、
ZrO2 及び U 系模擬デブリの還元試験に着手した。
（電力中央研究所との共同研究）
1.4

本報告書の概要
本報告書では、平成 24 年度における本プロジェクトの進捗について報告する。
2 章では、プロジェクトの中期計画について説明する。3 章においては全体の概要について報告し、4 章から 5 章において「（2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」、「（2-③-3) デブリ処
置技術の開発」について個別に報告する。6 章において、平成 25 年度の計画を説明する。
1.5「デブリ」という用語について「デブリ」という用語は以下のとおりいくつかの意味で用いる。その使い分けは文脈に依存する。
過酷事故においては、原子炉圧力容器（以下「RPV」）内において核燃料が被覆管等の構造材やグリッド等 RPV 内構造材とともに混合溶融物を形成する。この混合溶融物はコリウムと呼ばれることもある。さらに過酷事故が進展し RPV 下部ヘッドを大きく損傷する場合には、溶融状態の上記混合溶融物が下部ヘッドの損傷部より RPV 外に落下し、原子炉格納容器（以下「PCV」）程度のコンクリートと反応して（炉心コンクリート反応 MCCI：Molten Core Concrete Interaction）、
MCCI 生成物を形成する。このほか、事故後の RPV/PCV 内には、核物質を伴わない構造材の残骸が存在する。
「デブリ」という用語を最も狭義に用いる際は、「デブリ」は上記のコリウムを指す。
一方より広い意味で用いる際は、MCCI 生成物を含める。
更に広い意味で用いる際は、更に核物質を伴わない構造材の残骸を含める（例えば「デブリ取出し」という場合においては、これら構造材の残骸の取出しを含みうる）。

参考文献
1）東京電力（株）福島第一原子力発電所 1～4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画について」（本計画は平成 24 年 7 月 30 日に改訂）.

-3-

JAEA-Review 2013-066

中長期対策会議
運営会議

図 1-1

政府・東電中長期対策会議/研究開発推進本部体制図（政府・東京電力中長期対策会議（2011.12.21）より引用）-4-

JAEA-Review 2013-066

2. プロジェクトの中期計画
2.1

スケジュール
政府東電 R&D ロードマップに示された中長期的な研究開発計画「東京電力（株）福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置に向けた主要工程と主な研究開発の取組み」を図 2-1 に示す。この計画に基づくデブリ関係のプロジェクトの中長期計画を図 2-2 に示す。
2.2「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」の研究開発項目
当該プロジェクトは以下の項目で構成される。(1)、(2)は「東京電力（株）福島第一原子力発

電所 1～4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画について」（平成 24 年 7 月 30 日版）に準拠している。(3)については、デブリ処置技術の検討に当たり、(1)、(2)の成果を踏まえての実デブ
リ特性の推定が不可欠であることから加えたものである。
(1) 模擬デブリの特性評価（模擬デブリの作製条件の検討を含む）①福島情報の調査・整理②サンプリング・取出しに必要なデブリ物性値の検討③1F 事故に特有な反応の把握④MCCI 生成物の性状把握(2) TMI-2 デブリとの比較(3) 実デブリ特性の推定
相互の関係を図 2-3 に示す。
「(1) 模擬デブリの特性評価」においては、1F のデブリの生成条件や特性に係る各種情報を収集し、模擬デブリの作製条件を検討した上で、当該条件で模擬デブリを作製し、その特性を把握する。
「①福島情報の調査・整理」では、TMI-2 事故の知見、1F の材料を含む PCV/RPV 内の構造や物量等のプラントデータ、事故進展に係る冷却条件等の情報及び 1F 事故に係る事故解析コード（MAAP（Modular Accident Analysis Program）等）による事故解析結果等の情報を収集する。またこれらの情報から、化学平衡計算等によりデブリの化学形等を推定する。これらの情報を整理して、各所に分布するデブリの分布状況（各場所の物量）及び化学形等を推定データとして整理する。
「②サンプリング・取出しに必要なデブリ物性値の検討」では、①で推定した炉内状況やTMI-2 事故対応における実績等をベースに、プロジェクトの立ち上がっていない「(2-①-6) デブリ・炉内構造物取出工法・装置開発」に先行して 1F におけるデブリ取り出し技術・工法を推定し、さらにそれらの技術開発において必要とされるデブリの特性データの種類を推定する。
また、推定された工法とその開発に必要と推定した特性データ間の関係を、特性の明らかな非放射性物質を用いた予備試験により確認する。更に、主に各種パラメータを振った U 系模擬デブリを作製し、その物性値を分析・測定する。
「③1F 事故に特有な反応の把握」では、TMI-2 事故などと比較して今回の事故に特有と考えられる各種条件・反応とそれに伴うデブリ特性への影響を把握する。この特有の条件・反応と-5-

JAEA-Review 2013-066

しては、冷却のために海水が用いられたことに伴う海水との反応、
TMI-2 よりも高い濃度の Pu、Gd の影響、制御棒材料である B4C との反応、コンクリートとの反応が挙げられる。これらに係る模擬デブリ作製、反応試験等を行い、生成物の特性を調査する。なおここで得られるデー
タは、苛酷事故進展に係る研究にも提供される。なおこのうちコンクリートとの反応について
は次の「④MCCI 生成物の性状把握」で個別に検討する。
「④MCCI 生成物の性状把握」では、標題のとおり MCCI 生成物の性状把握を行う。1 号機
においては大規模に、2,3 号機においても小規模に生成していると考えられる MCCI 生成物は
1F 事故に特有の反応生成物の１つであるが、生成条件が複雑で、試験フィールドも国内に無いことからサンプリング前の R&D は得られる情報が少なく意義が薄い、等の意見もあることも踏まえ、まず平成 24 年度にどのようなアプローチを行うか検討することとした。
「(2)TMI-2 デブリとの比較」においては、SA で生成したデブリであるという点で 1F に対する模擬性がもっとも高いとみなしうる TMI-2 デブリを用いた試験を行い、その結果をそれまでに実施した模擬デブリによる試験結果と比較することで、次に述べる実デブリの推定の精度向上等に資する。また、今後のプロジェクトである(2-③-2) 実デブリの分析に向けて、実デブリの分析等の手法の妥当性を、当該手法を TMI-2 デブリに適用することで確認する。
「(3)実デブリ特性の推定」においては、(1)と(2)の成果を踏まえ、炉内のどの部位にどのようなデブリがどのくらいの量存在し、また各部位がどのような特性を持つか、ということを推定
し表にまとめる。まずは平成 24 年度に原型を作成し、過去の SA 研究等既知のデータとこれまでの研究から推定できるところからこの表を埋め始め、模擬デブリによる研究、TMI-2 デブリを用いた研究、実デブリ分析等から得られたデータを活用し、表における推定の精度を向上さ
せていく。
2.3

「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」の研究開発項目
当該プロジェクトは以下の項目で構成される。
(1) 処置シナリオの検討(2) 分析技術開発(3) 湿式処理技術の適用性検討(4) 乾式処理技術の適用性検討
相互の関係を図 2-4 に示す。
「(1) 処置シナリオの検討」においては、デブリ取出後の処置方法として取りうる複数のシナリオ（長期貯蔵、処分、処理等）を検討し、代表的なシナリオについて、その技術的成立性、採用時のメリットやデメリットを整理し、今後行われるであろう処理方法の選択の議論の場に提供する。政府東電 R&D ロードマップにおいては、デブリ取出後の処置方法の決定は 20~25年後とされている。しかしながら、その選択に向けた研究開発及び議論はより早期に進めておくことが必要である。そこで、本プロジェクトでは、長期的な処置方法の選択に係る議論がデブリ取出し開始頃（2020 年頃）には開始されることを想定し、その議論の場に、選択の対象となる処置方法の各オプションについての技術的な情報を提示することを目標とする。
「(2) 分析技術開発」においては、デブリの分析技術の開発を進める。1F の今後の作業を進めるに当たっては、取出し、一時的な処置、保管及び長期的な処置のいずれの段階においても-6-

JAEA-Review 2013-066

デブリについての詳細なデータが必要となり、従ってサンプルの分析が重要である。特にインベントリ評価に用いる成分（元素）分析は、取出し後の様々な取扱いを検討するために必須の分析であり、定量的評価を精度よく行うには全量溶解の上での湿式分析が必要となるが、TMI-2の経験では、デブリの一部は硝酸に対して難溶性であったことが知られている。この項目ではこの点に注目して、今後必須な技術になると考えられるデブリの全量溶解技術の確立を中心に研究開発を進める。
「(3) 湿式処理技術の適用性検討」「(4) 乾式処理技術の適用性検討」においては、デブリの長期的な処置方法のオプションとして、湿式処理技術、乾式処理技術の適用性の検討を行う。
デブリの長期的な処置方法のオプションについては、取りうる多様なオプションについてその可能性を検討しておくこととともに、開発要素の少ない既存の技術をできるだけ活用することも重要である。かかる観点から、これまで開発が進められてきた湿式及び乾式処理技術について、適用可能かどうかを基礎研究により確認し、シナリオ検討に反映する。

-7-

JAEA-Review 2013-066

図 2-1 (1/2) 東京電力（株）福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置に向けた主要工程と主な研究開発の取組み（2012.7.30 政府・東京電力中長期対策会議 第２回会合 資料より転載）-8-

JAEA-Review 2013-066

図 2-1 (2/2) 東京電力（株）福島第一原子力発電所１～４号機の廃止措置に向けた主要工程と主な研究開発の取組み（2012.7.30 政府・東京電力中長期対策会議 第２回会合 資料より転載）-9-

JAEA-Review 2013-066

Phase 1

Phase 2

Item/Year

2015

2014
2011

2012

2016

(beginning)

現場ニーズ

破損燃料状況把握
に必要な情報2017～2020(mid)

取扱い・保管
に必要な情報サンプ リング・取出しに
必要な情報

2022
(end)

処置シ ナリオの評価に必要な情報

サンプリング冶具の製作

1. 模擬デブリを用いた特性の把握

2021

2013

処理・処分・長期保管に必要な情報

サンプリングの実施(1)燃料デブリの作製条件の検討

取出し冶具の製作
取出し冶具製作(2)模擬デブリの特性把握

デ ブ リサンプル(3)TMI-2 デブリとの比較

2. 実デブリの性状分析
3. デブリ処置技術の検討

処理方策の
選定の議論
を開始

(1)シナリオ検討
シ ナリオ検討(2)既存処理技術の適用性検討

フ ィジビリティ・スタディ

図 2-2

長期保管方式、及び処分方式の検討

技術的成立性評価

デブリ関係プロジェクトの中長期計画- 10 -

適用性評価

比較評価に
必要な知見
を提供
0

JAEA-Review 2013-066①模擬デブリの特性評価（模擬デブリの作製条件の検討を含む）
福島情報の調査・整理● 1FのプラントデータやSA解析コードの計算結果を収集・整理。（2012）● 炉内情報等のデータから炉内デブリの化学形等を推定。（2012）
炉内デブリ
推定データ
（化学形・
生成量等）

炉内デブリ推定データ（化学形・生成量等）

サンプリング・取出しに必要なデブリ物性値の検討● 1Fでの取出し工法イメージ推定。（2012）● 1Fの適用可能性がある取出し装置について装置開発に必要な物性リストを作成（2012）● 必要な物性の検証（2013-14）● 模擬デブリによる機械的物性の推定（2012-14）
・ U/Zr比（2012-2013）・構造材影響（2014）・O/M比、冷却条件等影響（2012-）
模擬デブリ
物性データ

取得が必要な物性値取得が必要な物性値取得が必要な物性値

MCCI生成物の性状把握

1F事故に特有な反応の把握● アプローチ検討（2012）● MCCI生成物の化学形態の推定（2013-）● MCCI生成物の特性把握（2013-）● 1F事故に特有な反応の把握（2011-13）・ 海水塩（2011-12） ・ 制御棒（2012-13）
・ コンクリート（2013） ・ 溶融の影響（2013）等
・ MOX（2011-12,14） ・Gd（2013-14）等

模擬MCCI生成物
物性データ

1F特有な影響による変動に関するデータ② TMI-2デブリとの比較
TMI-2デブリ物性データ● 輸送準備/フィールド整備（2012-14）● TMI-2デブリの特性把握（2014-15）③ 実デブリ特性の推定● 実デブリ特性リスト（暫定版）の作成/更新（2012-14）

図 2-3「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」研究開発項目の相互関係①処置シナリオの検討（シナリオ検討に向けた技術的要件の整理）【デブリ取出し後の措置（長期保管、処分、処理等）の決定に向けて、そのための議論に必要な情報を整備する。】○デブリ取出しから最終的な状態（長期保管、処分、処理等）に至るまでの、途中の工程（輸送、中間処理、短期貯蔵等）
を含めた一連の流れについて整理し、個別の工程についての選択肢を示す。その上で、取りうる選択肢の組合せの全体像を全シナリオの概要（図）として示す（2012年度）。
○多数考えられる選択肢の組合せの中から代表的なシナリオ（取り出しから最終的な状態までの各工程について選択肢から選択した
一連の流れ）を複数摘出し、その特徴及び定性的な得失評価を行う（2012年度～）。
○シナリオ間比較を行うための方法論（比較項目）を検討する（2012年度～）。
○シナリオ間の定量評価に向けたデータベースを作成する（2012年度～） 。
○シナリオ評価に必要となる技術開発課題を摘出する（2012年度～）。
使用済燃料
プール

原子炉内

中間処理施設

既存容器

中間処理
燃料デブリ

シナリオ間比較に必要な情報の特定（↓）／当該情報の提供（↑）

MCCI生成物
上記以外の回収物②デブリ処置技術の適用性検討

・機器・炉内構造物（金属・コンク
リート）・他

基盤技術の開発（分析技術開発）【実デブリサンプルの分析、及びデブリの取出し後の措置に共通して必要になる分析技術の開発を行う。】○候補技術についてコールド/U模擬デブリ等により適用性を確認する（2012年度～）。
○TMI-2デブリの分析をとおして実デブリ分析への適用性を確認する（2014年度～）。

ノッ クアウト
キャニスタ
フィルタ
キャニスタ

輸送容器
既存施設
(施設内共有
プール利用

既存容器
・湿式

●容器形式
・輸送専用
・輸送/貯蔵兼用●容器内環境
・湿式
・乾式

新規設計
・湿式

ホットショップ,
プール新設

●容器形式
・輸送専用
・輸送/貯蔵兼用●容器内環境
・湿式
・乾式

乾式貯蔵

デブリ処置

廃棄物処理

最終処分

（選択肢無し）長期貯蔵 【湿式 / 乾式】

●容器形式
・輸送専用
・輸送/貯蔵兼用●容器内環境
・湿式
・乾式
新規容器

デブリ
分析技術

●容器形式
・輸送専用
・輸送/貯蔵兼用●容器内環境・湿式・乾式

従来型廃棄物処理
（TRU）

安定化処理
前処理（粉砕）輸送容器

新型廃棄物処理（高レベル）

直接処分

従来型廃棄物処理（TRU）

前処理（粉砕）

第1種
廃棄物埋設
（隔離型）
地層処分

従来廃棄体
用輸送容器

直接処分用キャニスタ
収容
湿式処理
前処理（粉砕・溶解)
溶解成分
不溶解成分

U/Pu
回収

従来型廃棄物処理（高レベル / TRU）
新型廃棄物処理（高レベル）

乾式処理
前処理（電解還元）
/電解精製

新型廃棄体
用輸送容器

第2種
廃棄物埋設
（管理型）
浅地中処分
余裕深度処分

U/Pu
回収

新型廃棄物処理（高レベル）【処置~最終処分】「(2-③-3) 燃料デブリ処置技術の開発」研究開発項目の相互関係- 11 -

湿式貯蔵

新規容器

輸送容器

実デブリの性状分析

図 2-4

収納缶
燃料
キャニスタ

シナリオの全体概要【デブリ取出し～短期保管ま で】既存容器処置技術（湿式、乾式処理技術）の適用性検討【シナリオの候補となる既存処理技術の適用性について
基礎試験により確認する。】○湿式処理技術及び乾式処理技術に関して基礎試験により適用性確認を行う（2012年度～）。

短期貯蔵

輸送容器

デブリ

JAEA-Review 2013-066

3. 平成 24 年度の実施計画と結果の概要
3.1

内外情勢
2011 年 3 月の事故発生以来、運営費交付金を用いて自主的に種々の項目について調査・研究を行ってきたが、平成 24 年度中に、平成 25 年度予算の概算要求において、「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」及び「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」を含む、主に JAEA が担当するプロジェクトの大半について、平成 25 年度以降は経済産業省・資源エネルギー庁からの受託研究として実施する方針が出された。
また、経済産業省は１F の廃炉に向けた技術開発を円滑に進めるため、研究開発拠点を整備することを決め、これを受けて JAEA は遠隔操作技術の開発実証施設と放射性物質の分析・研
究施設の調査・設計に着手することとなった。更に、中長期ロードマップの更なる加速と研究開発体制の強化及び現場と研究開発の一体化を目的として、平成 25 年 3 月 7 日、政府・東京
電力中長期対策会議運営会議及び政府・東京電力中長期対策会議研究開発推進本部が廃止され、東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議が発足し、ロードマップ前倒しの議論がはじめられた。同会議では今後の廃炉技術の開発のために、電力各社、JAEA 及び機器メーカが参画する技術研究組合を設立することとされた。
3.2体制（フレームワーク）
平成 24 年度の研究開発実施体制を図 3-1 に示す。本件に関する研究開発については、一部の項目について電力中央研究所と協力しつつ主に JAEA が実施した。研究開発を進めるにあたっては、これらのプロジェクトを所掌する燃料デブリ性状把握・処理準備 SWT の下に開催された、東京電力(株)、(株)東芝、日立 GE ニュークリアエナジー(株)及び国内外関連機関（電力中央研究所、日本原燃(株)等）と JAEA で構成されるプロジェクト会議において計画・進捗・成果を報告し、その場での議論を適宜反映した。
3.3

各項目の概要（平成 24 年度の主要な実施内容/成果,平成 24 年度中の計画調整内容）

3.3.1
3.3.1.1「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」
概要

本プロジェクトでは、模擬デブリを用いた試験研究を中心としてその特性把握行うことにより、実デブリの特性を推定することを目的に、その基礎データを収集する。
1F に関する現在入手可能な情報をもとに熱力学平衡計算を用いて炉内の状況を推定することにより炉内に生成している可能性のあるデブリの化学形態を推定した。また、燃料デブリ取
り出し検討の観点から、必要となる燃料デブリの特性を明らかにするとともに、複雑な要因が影響する MCCI に関してのアプローチを検討した。
模擬デブリを用いた試験研究としては、機械的性質に対する O/M（Oxygen/Metal）比の影
響について U 模擬デブリを用いて評価するとともに、Pu の影響について融点や熱伝導率などの基礎特性を MOX 模擬デブリにより確認した。また、1F に特有な事象として、海水塩の影響や制御材である B4C の影響を U 模擬デブリにより評価した。
さらに、JAEA で保管されている TMI-2 デブリサンプルを用いた分析・試験の平成 26 年度- 12 -

JAEA-Review 2013-066の着手に向けて、準備作業を進めた。
成果のまとめとして、各々の試験・検討の結果等から考えられる実デブリの特性を推定した。
3.3.1.2

模擬デブリの特性評価（1）福島情報の調査・整理（炉内状況推定）
デブリ特性把握のための基盤となる知見を得るため、既存の事故解析結果を整理して溶融進
展時の炉内における材料移動や温度の挙動を把握するとともに、それらを入力条件とする熱力学計算により、炉内で生成する燃料デブリの化学形態およびそれらの炉内での分布状況を概略的に推定した。主に 2 号機および 3 号機について、圧力容器内でのデブリの生成状況を推定した結果、RPV 内で生成したデブリの化学形態としては、酸化物相として UO2, ZrO2, (Zr,U)O2
および(U,Zr)O2 が、金属相として Zr(O)、Fe2(Zr,U)、および Fe-U-Zr 系定比化合物が主であった。これらの検討より、酸化物相と同様、金属相についても特性データを取得していく必要性が示唆された。
（4.1.1 参照）（2）取出しのために取得すべきデータの検討
デブリの取出し装置開発に有用となる、デブリ特性に関する情報を提供するため、今後のR&D において推定すべきデブリの特性を明確にすることを目的とした。検討では、TMI-2 の燃料取出し手順及び装置の情報を調査、整理し、それを基に 1F の燃料取出し手順、装置を推定し、装置性能に影響する重要な燃料デブリ特性を選定した。検討の結果、硬さ、弾性率、破
壊靭性といった機械物性を今後取得すべき重要なデブリの特性として摘出した。また、密度や比熱、熱伝導率、融点といった熱物性を過去の SA 研究等で得られた知見を活用し、収集することとした。今後は、検討結果を基に、メーカの取出し装置開発時期を考慮の上、適宜データをメーカに提供し、最終的にはメーカが開発した取出し装置の性能評価に活用可能なデブリ模
擬物質（非放射性）を提供する予定である。
（4.1.2 参照）（3）MCCI 生成物に関するアプローチ検討
MCCI 生成物に関する研究開発プロジェクトに対して効果的な情報を短期間で収集し、提供するための R&D 計画を立案することを目的として検討を実施した。検討では、本プロジェク
トの観点から各プロジェクトに貢献できると思われる課題をブレーンストーミングにより摘出し、摘出した課題をまとめて 4 つの実施項目として分類した。また、各実施項目に対するアプ
ローチの有効性について評価し、MCCI 生成物の物性調査を重点項目として選定した。MCCI生成物の物性調査に関する R&D は、MCCI 生成物の化学形の推定、MCCI 生成物の特性把握の順で実施し、CEA と協力して進めることとした。また、MCCI 生成物の機械的強度等の一部のデータについては ANL より情報を入手すべく、調整を行うこととした。
（4.1.3 参照）（4）U 模擬デブリの調製及び機械物性の測定
O/M が機械的性質に与える影響評価を実施した。高温水蒸気の存在下において定比組成よりも高い酸素含有率で生成した燃料デブリは、定比組成の材料に比べて硬さや靱性が高くなる可能性が示唆された。

- 13 -

JAEA-Review 2013-066

また、当初実施予定であった Zr 含有率が機械的性質に与える影響の評価に関しては、サンプルの調製において課題が明らかとなった。当面はこの課題の解決を急ぐとともに、平成 25 年度の早い段階で Zr 含有率が機械的性質に与える影響の評価を実施する予定である。
（4.1.4 参照）（5）Pu のデブリに与える影響の検討
福島第一発電所の 3 号機には、ウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が装荷されており、MOX 燃料中の Pu 含有率は、最大 10％程度である。MOX 燃料の融点は、UO2 の約 3130 Kに比べ 53K 低い 3077 K であることが報告されている。そのため、福島発電所の事故時には、UO2 燃料と同様に溶融し、炉心内部に溶融燃料として存在すると考えられる。UO2 や MOX の溶融燃料を炉内から安全に効率良く取り出すためには、燃料の基礎特性を調べ、溶融燃料の内部の状態、温度分布、密度分布や元素分布を知ることが重要である。本研究では、UO2 及びMOX 燃料の模擬デブリを作製し、融点、熱伝導率などの基礎特性を調べ、溶融燃料内部の状態を解析する技術の開発を進めた。また、事故時の炉心解析のために必要な基礎データとしても整備する。
（4.1.5 参照）（6）1F に特有な事故条件のデブリに与える影響の検討
1F に特有な事故時の条件として、炉心冷却のために海水を注水したこと、制御棒が中性子吸収材 B4C と SUS 被覆からなること、炉心溶融物が圧力容器下部を貫通し、格納容器下部（ペデスタル）のコンクリートと反応（MCCI）したこと等が挙げられる。デブリ性状に与えるこれらの影響を検討するため、(U,Zr)O2 模擬デブリを調製し、海水から析出した塩との高温反応試験を行い生成物を同定した他、B4C 制御棒成分との溶融固化物を調製して生成する化合物・相の同定に着手した。
(U,Zr)O2 模擬デブリと海水塩の高温反応試験の結果、海水塩が熱分解して生成する残渣はMgO が主成分であり、デブリ取出し時に付随する可能性があること、海水塩成分の中では Caが最も反応性が高く、高酸素分圧下では高温の模擬デブリ表面にウラン酸塩層を形成すること、
低酸素分圧下ではデブリ表層に拡散固溶することを明らかにした。
B4C、SUS316L、Zr、ZrO2、(U,Zr)O2 模擬デブリを種々の組合せで混合し、アルゴン雰囲気
下でアーク溶解して固化物の分析と生成相のビッカース硬度を測定した結果、(Fe,Cr)2B 及びZrB2 で表されるホウ化物が合金相中に析出すること、これらのホウ化物の硬度は顕著に高く、難削性が予想されること、(U,Zr)O2 模擬デブリから合金相へ U が溶出して種々の組成のFe-Cr-Ni-Zr-U 合金が生じることを明らかにした。
（4.1.6 参照）
3.3.1.3 TMI-2 デブリとの比較（1）TMI-2 デブリを用いた試験施設の検討
JAEA で保管されている TMI-2 デブリサンプルを用いた分析・試験の平成 26 年度の着手に向けて、準備作業を進めた。
具体的にはまず、原子力科学研究所燃料試験施設の震災影響からの復旧を踏まえ、当該施設で保管されている TMI-2 デブリサンプルを保管プールから取り出し、試験に供用可能な状態であることを確認した。

- 14 -

JAEA-Review 2013-066

次に、試験を実施する施設の選択の観点から施設候補、分析目的と分析項目の素案、候補施
設によっては必要となる輸送に係る課題を検討し、輸送の合理化及び対応する分析/試験設備の観点から、燃料試験施設及びバックエンド研究施設を当面の有力施設候補とした。
（4.2.1 参照）
3.3.1.4

実デブリ特性の推定（1）実デブリに関する推定特性リスト（暫定版）の作成
各々の試験・検討の結果から、あるいは既存の文献値等から引用できる値から考えられる実
デブリの特性を推定しまとめた。なお、これらは、現時点での暫定版であり、今後の研究開発の進捗等により適宜見直される必要がある。
（4.3.1 参照）
3.3.2
3.3.2.1「(2-③-3) デブリ処置技術の開発」
概要

本プロジェクトでは、デブリの処置方法の選択に係る議論において必要になる情報として、処置方法のシナリオ検討に向けた技術的要件の整理を行うとともに、燃料デブリの分析技術を準備すること、並びに既存の処理技術の適用可能性を検討することを目的とした。
シナリオ検討に向けた技術的要件の整理として、デブリ取出後から処分に至る全体プロセスについて、TMI-2 の実績等を参考に想定される複数の方式を検討し全体概念の整理を行うとともに、プロセスを構成する各工程について、想定される複数の方式案の特徴を整理した。
また、デブリ分析技術開発の一環として、UO2 燃料の模擬デブリを用いたオートクレーブ溶
解法、アルカリ溶融法等の溶解手法について検討を行い、難溶性デブリの溶解方法として適用可能性があることを確認した。
さらに、既存処理技術（湿式・乾式処理技術）の適用性の検討として、UO2 燃料等の模擬デブリを用いて硝酸溶液系や溶融塩系における模擬デブリの溶解試験を実施し、Zr 含有率等の影
響や副生成物の反応挙動などの技術的な課題点を整理した。
3.3.2.2

処置シナリオの検討（1）シナリオ検討に向けた技術的要件の整理
燃料デブリ取出し開始時（2022 年頃）までには、デブリの処置の選択・決定に係る一定の議論が必要になるものと想定し、それまでに各シナリオの比較評価に用いる情報や比較評価の進め方を決める必要がある。そこで、本検討では、デブリの処置方法の選択に係る議論において必要になる情報として、処置方法のシナリオ検討に向けた技術的要件の整理を行うことを目的とした。
まず、デブリ取出しから最終処分に至るまでの各工程について、TMI-2 の実績等を参考に想定される複数の選択肢を検討し、各工程の選択肢の組合せの全体像（シナリオの概要）および得失を整理した。
シナリオの得失の整理では、処置シナリオについて代表例（長期貯蔵、直接処分、安定化処
理、湿式処理、乾式処理）を素案として選出し、シナリオ毎に概要、特徴、課題を整理した。
その結果、直接処分は廃棄物発生量が少なく経済性に有利と予測されるものの、新たな廃棄体概念の導入が必要であり、廃棄体の安定性評価等多くの技術課題があると評価された。また、- 15 -

JAEA-Review 2013-066

既存の処分体系に沿った処置（湿式処理）を目指す場合においても、各種前処理技術（デブリ
粉砕、溶解、清澄等）の開発等、新たな技術的課題が摘出された。（5.1.1 参照）
3.3.2.3

分析技術開発（1）分析に係る溶解技術開発
燃料デブリ試料の分析のため、前処理法として定量性が確保された溶解法を確立することを目的として、模擬デブリを用いた溶解試験を実施している。平成 24 年度は、単純な組成の(U,Zr)O2 模擬デブリを使用し、難溶解性試料の溶解法として知られている、反応性の高い溶融塩による試料分解と酸溶解の組み合わせ（アルカリ融解法、アンモニウム塩融解法）と加圧下における高温の酸による分解、溶解（オートクレーブ溶解法）を試みた。試験の結果、過酸化ナト
リウム（Na2O2）によるアルカリ融解法によって完全に分解できる見通しを得た。また、他の手法についても適用するための技術課題を明らかにした。
（5.2.1 参照）
3.3.2.4

湿式処理技術の適用性検討（1）模擬デブリの硝酸溶解性の検討
燃料デブリの硝酸溶解における O/M の影響評価及び Pu の影響評価に関する試験を実施した。
O/M の影響については、溶解初期については O/M によってやや溶解速度に差がみられるが、O/M>2 の範囲において、最終的な溶解量には大きな影響はなかった。O/M=1.97 の場合のみ
ZrO2 相の析出が観察され、Zr の溶解率が低くなった。また、Pu の影響評価試験においては25%Zr について Pu の有無にかかわらず全量溶解可能なことを確認したほか、高 Zr 含有率（50,75%Zr）において、Pu の添加によって一部溶解が進むという現象がみられた。（5.3.1 参照）
3.3.2.5

乾式処理技術の適用性検討（1）金属電解法の適用性に係る電解還元技術の検討（電力中央研究所との共同研究）
難溶性の燃料デブリ処置法として、乾式再処理法の利用が期待される。再処理法としてのプ
ロセス原理が確認されている金属電解法への適用性を検討するため、U, Zr 酸化物固溶体が主成分と想定されるデブリの模擬物質を使った電解還元試験を実施している。本年度は、溶融固化させた U, Pu, Zr 酸化物固溶体模擬デブリを用いた電解還元試験を行い、U の還元を確認した。
濃度が低い Pu の挙動確認法や、還元された金属の Cd への溶解を促進する方法等の必要性が確認された。
また、電解還元浴中に生成する不純物である Li-Zr 複合酸化物の生成、反応挙動の評価を行い、複合酸化物自体の還元は困難であることが分かった。U, Pu の還元反応や Cd への溶解分
離への影響評価が必要であることが分かった。（5.4.1 参照）（2）金属電解法のオプションとしての Ca 還元法の検討
使用済燃料の乾式再処理法である金属電解法を燃料デブリの処置に適用させるために必須となる酸化物を金属に変換する前処理工程として還元力の強いカルシウム(Ca)を用いた Ca 還元法を候補としその技術開発のための基礎研究を実施した。平成 24 年度は、溶媒を塩化ナトリウ
ム-塩化カルシウム(NaCl-CaCl2)混合塩とし、酸化ジルコニウム(ZrO2)の金属 Ca による還元試- 16 -

JAEA-Review 2013-066

験を実施した。還元生成物は、金属ジルコニウム(Zr)と ZrO2 の混合物で多孔質であった。また、わずかに副生成物の酸化カルシウム(CaO)と溶媒成分の CaCl2 も含まれていたが、実験により、金属 Ca による ZrO2 の Zr への還元が可能であることを示した。
（5.4.2 参照）（3）電解還元プロセスにおける TRU 挙動
酸化物を金属に転換するための前処理技術である LiCl-Li2O 溶融塩を溶媒として使用する電解還元プロセスにおける長寿命のα核種である TRU 元素の挙動の把握は、金属電解法によるデブリ処置における TRU 元素の物質収支を把握する上で重要である。今後のプロセス検討に必要な電解還元前処理における TRU 挙動研究に関する文献調査を行い、電解還元における還元率及び LiCl-Li2O 溶融塩への TRU の溶解挙動の把握が必要であることを明らかにした。
文献調査により、Pu の LiCl-Li2O 溶融塩中への溶解度は、Li2O 濃度が大きくなるにつれて大きくなること、また二酸化物(PuO2)よりも三二酸化物(Pu2O3)の溶解度が大きいことを示した。また、報告値の不足している LiCl-Li2O 溶融塩中への Am の溶解度測定試験に着手した。
（5.4.3 参照）（4）酸化物電解法の適用性に係る塩素ガスによる塩素化法の検討
難溶性の酸化物の溶解法の一つとして、ハロゲンガスによる溶融塩への溶解法が期待される。
過去には使用済 MOX 燃料の酸化物電解法処理の一環として塩素ガスによる塩化物溶融塩への溶解プロセスの評価が行われ、良好な溶解性が確認されている。本件ではデブリの溶解法への適用性検討として、酸化物電解法にて検討されてきた NaCl-CsCl 共晶塩への塩素ガスによる模擬デブリ溶解試験を実施した。模擬デブリとして、U と Zr のモル比が 1：1 及び 15：85 の酸化物固溶体粉末及びペレットを用いた試験により、固溶体中の U の溶解は容易であること、及び、Zr の溶解にはデブリ粒径を細かくする必要がある等の知見が得られた。
（5.4.4 参照）（5）酸化物電解法のオプションとしての塩素化剤塩素化法の検討
使用済燃料の乾式再処理法である酸化物電解法をデブリに適用させるためには、酸化物を塩化物に変換する前処理技術の開発が必要となる。本研究では、塩素化力が強く低温で反応が可能な MoCl5 を用いたデブリの塩素化法の適用性を評価するため、デブリの主要な成分である
ZrO2 及び UO2 の MoCl5 による塩素化試験を実施した。粉末状の ZrO2 及び UO2 を MoCl5 粉末と混合してペレット状に成型した試料を用いた試験の結果、MoCl5 によって ZrO2 は ZrCl4 に、UO2 は UCl4 に転換され、反応副生成物である Mo-O-Cl は生成物から蒸留分離された。以上の結果より、MoCl5 によって ZrO2 及び UO2 が塩素化できることを明らかにした。
（5.4.5 参照）（6）Mo 酸塩溶解技術の適用性の確認
使用済燃料の新たな乾式再処理技術として、Mo 酸（Na2Mo2O7 -Na2MoO4）等の酸化物溶融塩を用いたプロセス研究が行われており、被覆管等の金属は溶かさず、酸化物燃料のみを短時間で溶解できる特性が確認されている。U と Zr の酸化物固溶体や金属が混在するデブリ処置への適用が期待されることから、U-Zr 酸化物固溶体と被覆管成分の金属やその他の制御棒成分が混入した模擬デブリを用いた溶解試験を実施した。UO2 のみの試料に比べて溶解時間はかかる
ものの、ZrO2 に先行して UO2 が溶解すること、Zr 含有率が高い試料や Fe 等の被覆管成分が- 17 -

JAEA-Review 2013-066

混入した試料では溶解速度が低下すること等の知見が得られた。詳細な溶解挙動の解明が求められるが、U と Zr の分離処理法としての利用が期待できる結果が得られた。（5.4.6 参照）
3.4

スケジュール
平成 24 年度は、3.3 項で述べた項目について、図 3-2 に示すスケジュールで実施した。

- 18 -

JAEA-Review 2013-066

燃料デブリ取出し準備ワーキングチーム／燃料デブリ性状把握・処理準備サブワーキングチーム
報告

審議
プロジェクト会議

東京電力（株）（株）東芝
日立GEニュークリア・エナジー（株）

日本原子力研究開発機構
東海研究開発センター（核燃料サイクル工学研究所・原子力科学研究所）

事故時のプラントデータ等

連携
高レベル放射性
物質研究施設（CPF）

燃料サイクル安
全工学研究施設（NUCEF）

第4研究棟

国内外関連機関（電力中央研究所、日本原燃（株）等）
核燃料開発研究者が連携機構内の試験施設においてこれまでの知見を活かし研究開発を実施

他研究開発
との連携

処理方法に係る研究の実施
過酷事故時における燃料挙動等に関する研究成果

連携（2-①-8）圧力容器／格納容器の健全性評価技術の開発（2-①-9）デブリの臨界管理技術の開発（2-②-1）事故進展解析技術の高度化による炉内状況の把握（2-③-4）燃料デブリに係る計量管理方策の構築（3-2）放射性廃棄物の処理・処分技術の開発

図 3-1 平成 24 年度研究開発実施体制

2011

2012年度

2013

事項／年度
4月

7月

10月

1月

１．デブリ特性の把握①福島情報の調査・整理
炉内情報を収集、炉内状況把握・解析SWTと連携を図り、デブリ生成状況を推定②模擬デブリ作製条件の

模擬デブリ作製条件検討、MCCIデブリ条件・計画検討

サンプリング・取り出し方法の調査

検討③模擬デブリの特性評価

設備整備、基礎データ取得

機械的物性（模擬デブリの硬度データ）の測定、福島特有事象の影響評価④TMI-2デブリとの比較
実施内容検討及び実施施設の選定、準備作業（許認可・輸送検討、他）⑤実デブリ特性の推定
実デブリの特性リスト（暫定版）の作成⑥国際協力の検討
技術調査

国際協力の調整（海外コリームデータベースへのアクセス、情報交換会議、他）

２．デブリ処置技術の開発
技術検討

デブリ処置シナリオの検討に向けた技術的要件の整理、既存処理技術の適用性検討

図 3-2 平成 24 年度スケジュール- 19 -

JAEA-Review 2013-066

4. 平成 24 年度の個別成果①「(2-③-1) 模擬デブリを用いた特性の把握」
4.1

模擬デブリの特性評価

4.1.1
4.1.1.1

福島情報の調査・整理（炉内状況推定）
緒言（1）背景及び目的デブリの取出しおよび処置技術開発の基礎となる物性（機械的特性、化学的反応性 等）は、デブリの化学形態に大きく依存する。炉内からのサンプリングが本格化する 2017 年度以降にはデブリの性状が徐々に明らかになると期待されるが、分析試料の代表性の担保や取り出し工
程開始までの準備期間の確保等に課題がある。このため、サンプリングのデータが取得される前の段階で、炉内におけるデブリの性状について推定しておくことが必要である。
本件は、実デブリの取出しとその後の処置に係る技術開発の円滑な実施のため、デブリ特性把握の基礎となる化学形態に関する知見を得ることを目的とし、1F の炉内におけるデブリの生成状況を暫定的に推定するものである。
（2）平成 24 年度の実施内容
平成 24 年度は、事故解析により得られる炉心温度、材料配置 等について収集した情報を基に、炉内に分布するデブリの化学形態を推定した。今年度は、圧力容器内にあるデブリ（主に、2 号機および 3 号機が対象）を推定対象とし、圧力容器外に流出したデブリ（主に、1 号機が対象）は平成 25 年度以降に推定することとした。
4.1.1.2

検討手法

事故解析コードでは、溶融進展に伴う材料の移動、温度分布、材料の固相／液相の変化等の物理現象が評価できるが、材料間の化学反応で生じる生成物を同定する機能は無い。このため
本検討では、事故解析から得られる炉心材料の配置や温度変化の情報を入力条件とする熱力学計算により、炉内におけるデブリの化学形態を推定した。ここで、解析コードにおけるモデルの不完全さや解析上の仮定に応じて、解析結果には大きな差が生じると考えられる。一方、次節で述べるように、東京電力（MAAP＊1） ver4 を使用）1)および原子力安全基盤機構（以下「JNES」）（MELCOR＊2） ver 1.8.5 を使用）2)等による事故解析の事例から、外部からの注水量の仮定により炉内破損状態が大きく変わることも示唆されている。このため、注水量が異なる複数のケースを選定し、炉心損傷状況の違いによるデブリの化学形態および生成量への影響を調べることとした。
検討の流れを図 4.1.1-1 に示す。
＊1）MAAP：事故進展評価をモジュール化した過酷事故解析コード（Modular Accident
Analysis Program）＊2）MELCOR：米国原子力規制委員会が主体となり国際協力により開発され幅広く規制及び
JNES 等の規制を支援する機関で利用されている過酷事故解析コード（Methods for
Estimation of Leakages and Consequences of Releases）- 20 -

JAEA-Review 2013-066

4.1.1.3

推定の過程（1）事故解析結果の整理
東京電力および JNES による事故解析では炉内材料の分布や温度分布に関する解析データは公開されていないため、JAEA にて MELCOR ver1.8.5 を用いた同様の解析を実施し、溶融進展に伴う材料の配置および温度の推移を調べた。
1、2、および 3 号機を対象とした事故解析における、注水量の仮定と、炉心損傷状態の関係を表 4.1.1-1 にまとめる。これらの事故解析では、注水量の設定に大きなバラつきが見られる。
これは、消防車や高圧注水系（HPCI）による冷却の有効性（定格流量の何%が炉内に到達できたか）については不確かさが大きく、解析機関毎にこれらの注水量を設定しているためと考えられる。1 号機の場合、非常用復水器（IC）の停止後、消防車からの注水開始（スクラム後約
15 時間後）までに溶融が進展したものと予想され、注水量の仮定に依らず圧力容器は破損し、燃料の大部分がペデスタル部に移行する結果となった。2 号機および 3 号機の場合、解析機関が同じである場合、注水量を小さく仮定した条件ほど、炉心損傷の程度が大きくなる傾向が見られた。
以下に、2 号機を例として、デブリの化学形態を推定する過程を示す。
（2）溶融進展における材料の移動および温度分布の把握（2 号機の例）
MELCOR ver 1.8.5 による事故解析では、
圧力容器内部を径方向 3 区画（リング 1～リング 3）
×高さ方向 14 区画（レベル 1～レベル 14）に分割し、計 42 区画の単位セルでの材料質量および温度の推移を出力した。解析における圧力容器のモデルおよび炉心材料の初期質量を図4.1.1-2 に示す。解析対象とする時間は、スクラムから 100 時間までとした。2 号機の場合、原子炉隔離時冷却系（RCIC）の機能低下（スクラム後約 67 時間）から消防車による注水開始（ス
クラム後約 77 時間）までの間に炉心の水位が低下し、溶融が進んだものと推定されている。
RPV が破損しないケースの解析（表 4.1.1-1 中の “2-JA1”）における最高温度到達時点および解析終了時点での主要材料の配置を図 4.1.1-3(a)および(b)にそれぞれ示す。最高温度到達時
点からの冷却過程において、材料の配置は殆ど変化しないことが分かる。このため、この期間
では炉心材料間の相互作用について熱力学平衡に達しているものと見做した。最高温度は、炉
心径方向中心部で 2000–2400K 程度、外周部で 1800K 程度であった。
RPV が破損するケースの解析（表 4.1.1-1 中の “2-JA2”）では、上述の破損しないケースと比較して、材料の移動はより激しくなった。最高温度到達時点および解析終了時点での主要材料の配置を図 4.1.1-4(a)および(b)にそれぞれ示す。解析終了時点では燃料成分がリング 3 の燃料棒領域にのみ残る結果となったが、この領域での材料の配置は冷却過程で殆ど変化していな
いことが分かる。このため、最高温度到達から解析終了までの期間において、この領域では熱力学平衡に達しているものと見做した。この領域における最高温度は 2100–2400K 程度であった。
（3）デブリの化学形態の推定（2 号機の例）
前節で整理した材料組成および温度分布を入力条件とした熱力学計算により、溶融進展時に- 21 -

JAEA-Review 2013-066

生成するデブリの化学形態を推定した。熱力学計算の対象とする領域は、計 42 区画の単位セルのうち、解析終了時点（スクラム後 100 時間）において UO2 が残っているセルとした。計算の簡素化のため、材料組成および温度が類似するセルはまとめて一つのグループとした。熱力学
計算プログラムには FactSage ver6.2 を 5)、熱力学データベースには NUCLEA を 6)用いた。
図 4.1.1-5 および図 4.1.1-6 に、それぞれ RPV が破損しないケースおよび破損するケースにおける平衡計算結果の例を、グループの分類および各グループが示した最高温度と合せて示す。
デブリの化学形態としては、酸化物相として UO2, ZrO2, (Zr,U)O2 および(U,Zr)O2 が、金属相として Zr(O)、Fe2(Zr,U)や Fe3UZr2 に代表される Fe-Zr-U 系合金の生成が認められた。
4.1.1.4

各号機における推定結果

前節と同様の過程で、3 号機についても同様の推定を行った。表 4.1.1-2 に、2 号機および 3号機の各ケースについて推定された圧力容器内デブリの生成状況を比較して示す。各号機、各ケースに共通する傾向として、炉心下部支持板に近い領域では、上部から溶融・流下した SUSや Zr に由来して、金属相の質量割合が大きくなった。デブリの化学形態としては、酸化物相として UO2, ZrO2, (Zr,U)O2 および(U,Zr)O2 が、金属相として Zr(O)、Fe2(Zr,U)、および Fe-U-Zr
系定比化合物が主であった。ただし、RPV が破損するケースでは、破損しないケースと比較して金属相が生成しにくい結果となった。これは、事故進展とともに SUS や Zr 等の金属が比較的早期に排出されるためと考えられる。
4.1.1.5

結言

事故解析により得られる炉心温度、材料配置 等について収集した情報を基に、熱力学計算により、2 号機および 3 号機を対象に、圧力容器内に存在するデブリの化学形態を推定した。その結果、酸化物相としては UO2, ZrO2, および(U,Zr)O2 が、金属相としては Zr(O)、Fe2(Zr,U)、
および Fe-U-Zr 系定比化合物が主であった。金属相に関し、事故解析における炉心損傷の度合いが大きいほど生成量が小さくなる傾向であったが、それらの化学形態に大きな変化は認められなかった。以上より、現在物性データの取得を進めている(U,Zr)O2 の他に、金属相として
Fe2(Zr,U)（ただし Fe の一部が Cr と置換）や Fe-U-Zr 系定比化合物を対象としたデータ取得が必要であることが示唆された。
なお、本推定は解析的評価に基づいたものである。事故解析や熱力学解析では、計算ツール自身が持つ推定精度の限界やモデルの不完全さ等により、その結果には大きな不確実性が伴う。
今後、解析コードの高度化の進捗状況や、PCV 内観察、デブリの試料採取等のオンサイトでの取り組みから得られる実測情報を確認しながら、推定結果の見直しを図っていくことが必要である。

- 22 -

JAEA-Review 2013-066

参考文献
1） 東京電力プレス資料, “MAAP コードによる炉心・格納容器の状態の推定”, 2012 年 3 月 12日.
2） (独) 原子力安全基盤機構, “東京電力株式会社福島第一原子力発電所の事故に係る 1 号機、2号機および 3 号機の炉心の状態に関する評価 報告書”, JNES-RE-2011-0002, 2011 年 9 月.
3） 石川 淳 ほか, “THALES2 コードを用いた福島第一原子力発電所事故時の進展挙動の解析”,
日本原子力学会 2012 年春の年会 予稿集, 福井, 2012, G47, 1p., in CD-ROM.
4） 石川 淳 ほか, “THALES2 コードを用いた福島第一原子力発電所事故解析: (1)進展挙動の解析（その 2）”, 日本原子力学会 2012 年秋の大会 予稿集, 広島, 2012, M18, 1p., in CD-ROM
5） C.W.Bale et al., “FactSage thermochemical software and databases-recent developments”,
Calphad., 33, (2009), pp.295-311.
6） S.Bakardjieva et al, “Improvement of the European thermodynamic database NUCLEA”,
Prog.Nucl.Energy., 52, (2010), pp.84-96.

- 23 -

JAEA-Review 2013-066

表 4.1.1-1 事故解析における注水量の仮定と炉心損傷状態の関係
号機

注水条件 a

解析
ケース

1 号機

2 号機

3 号機

炉心

解析実施

状態 b

機関

1-TE1

消防車: 約 220m3

C

東京電力

1-JN1

消防車: 約 330m3

C

JNES

1-JN2

消防車: 約 80m3

C

JNES

1-JA1

消防車:

約 440m3

C

JAEA

2-TE1

消防車: 約 130m3

B

東京電力

2-JN1

消防車:

約 220m3

A

JNES

2-JN2

消防車: 約 180m3

C

JNES

2-JA1

消防車: 約 270m3

A

JAEA

2-JA2

消防車: 約 120m3

C

JAEA

3-TE1

消防車: 約 330m3, HPCI: －m3

B

東京電力

3-JN1

消防車: 約 460m3, HPCI: 860m3

A

JNES

3-JN2

消防車: 約 250m3, HPCI: 430m3

C

JNES

3-JA1

消防車:

約 480m3, HPCI: 260m3

A

JAEA

3-JA2

消防車: 約 230m3, HPCI: 260m3

C

JAEA

Note: a スクラム後 100h までの注水総量. b A,

下部支持板の破損無し; B, 下部支持板が破損するが RPV は破損無し; C, RPV 破損.

- 24 -

- 25 -

Zr(O), Fe2(Zr,U), Fe3UZr2

下部では、金属成分が多い領域を形成し、燃料集合

存在し、その上部では被覆管表面が酸化した燃料棒(RPV 破損)

RPV 底部に燃料成分が堆積。

下部プレナム部構造の間隙に燃料成分が存在。

が残留。

燃料棒領域では、燃料成分は RPV 外周近傍にのみFe

同上（U-Zr alloy 除く）,

Zr(O), Fe2(Zr,U), U-Zr alloy

下部では、金属成分が多い領域を形成し、燃料集合体の間隙に堆積。

(U,Zr)O2, (Zr,U)O2,

アモルファス（液相の急冷）,

料棒が残留。

燃料棒領域では、上部にて被覆管表面が酸化した燃

燃料棒領域下部ほど金属成分多い。

燃料成分は、燃料棒領域の RPV 外周部にのみ存在。 同上（Fe3UZr2 除く）

体の間隙に堆積。

(U,Zr)O2, (Zr,U)O2,

アモルファス（液相の急冷）,

デブリの化学形態

料棒が残留。

3-JA2(RPV 破損無し)

3-JA1(RPV 破損)

2-JA2

RPV 内の状態
燃料棒領域では、上部にて被覆管表面が酸化した燃Note: a 燃料成分が存在する領域における最大値

3 号機

2-JA1

2 号機

(RPV 破損無し)

解析ケース

号機

表 4.1.1-2 各号機、各解析ケースにおける RPV 内のデブリ生成状況の比較(下部プレナム)~ 90 %(燃料棒領域)~ 8 wt%~ 60 wt%~ 20wt%~ 70 wt%

金属相の割合 a

JAEA-Review 2013-066

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.1-1 炉内溶融状態の推定の流れ

図 4.1.1-2 MELCOR ver 1.8.5 を用いた解析における圧力容器のモデル（左）および炉心材料の初期質量（右）- 26 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.1-3 溶融進展時の材料配置の推移（2 号機、圧力容器が破損しないケース。表 4.1.1-1 の “2-JA1”）

図 4.1.1-4 溶融進展時の材料配置の推移（2 号機、圧力容器が破損するケース。表 4.1.1-1 の “2-JA2”）- 27 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.1-5 平衡計算結果の一例（2 号機、圧力容器が破損しないケース。表 4.1.1-1 の “2-JA1”）

図 4.1.1-6 平衡計算結果の一例（2 号機、圧力容器が破損するケース。表 4.1.1-1 の “2-JA2”）- 28 -

JAEA-Review 2013-066

4.1.2
4.1.2.1

取出しのために取得すべきデータの検討
緒言（1）背景及び目的
1F の燃料取出し作業は東京電力㈱とメーカが主体で実施することとなっているが、現状では当面の目標である格納容器の冠水作業に注力しているため、本格的な取出し手順や取出し装置の検討には着手していない。また、事故後の原子炉内状況やデブリの状態が把握できていない状況である。
一方で、デブリの物理的な特性や化学的な特性の把握は JAEA が主体となって実施することとなっている。そこで、JAEA はメーカのデブリ取出し装置開発に有用となる、デブリ特性に関する情報を提供することとした。
以上の方針に従い、デブリの取出しに関して有用な知見である TMI-2 の燃料取出しに関する情報を参考として 1F の取出し装置の概念を検討し、装置性能に影響する重要なデブリ特性を選定することで、今後の R&D において推定すべきデブリの特性を明確にすることを目的とした。
（2）平成 24 年度の実施内容
1F の取出し装置を推定するために TMI-2 の燃料取出し手順及び装置の情報を調査、整理し、それを基に 1F の燃料取出し手順、装置を推定し、装置性能に影響する重要な燃料デブリ特性を選定した。
4.1.2.2 TMI-2 の燃料取出し手順・装置の調査
TMI-2 の燃料取出し手順は、圧力容器内を冠水させた後、炉心上部に作業台を設置し、炉心上部に堆積したデブリから順に下部方向へ行われた。
デブリは圧力容器内の部位によって小石状、塊状、燃料ピン形状を残したもの等、形状が多種多様であったため、各部位のデブリ形状に応じた様々の取出し装置が開発され、使用された。
そこで、1F の燃料取出し装置の推定を簡単にするため、TMI-2 の取出し作業に使用された取出し装置をその原理に応じて、①切断ツール A（衝撃破壊）、②切断ツール B（せん断）、③切断
ツール C（溶融切断）、④燃料回収用ツール（摘み取り）、⑤吸引システム、⑥コア・ボーリン
グ装置の 6 種類に分類した。取出し作業完了後に明らかとなった TMI-2 の炉心の内部状態 1)、
各部位で使用された取出し装置を図 4.1.2-1 に示す。
図 4.1.2-1 からも分かる様に、ルーズデブリや圧力容器底部等に堆積した小石状のデブリは掴
み取りや吸引システムを用いて取出され、溶融固化した塊状のデブリは衝撃破壊やコア・ボーリング装置により砕いてから、小石状デブリと同様に取り出された。中でも、地質調査等で用いられるボーリング装置を改良したコア・ボーリング装置は、硬い溶融固化した層を砕く唯一の装置として使用された。
4.1.2.3

1F の燃料取出し手順・装置の推定

TMI-2 の知見を元に、1F の燃料取出し手順、取出し装置を検討した。検討の前提条件として、- 29 -

JAEA-Review 2013-066

燃料取出しは TMI-2 と同様、冠水した状態で上部に作業台を設置し、上部から下部方向に向かって燃料を取り出すこととした。また、炉心の内部状態は、東京電力㈱により公表されているMAAP の解析結果 2)を参考とした。
図 4.1.2-2 に 1 号機の内部状態 3)、取出し手順、取出し機器についての推定結果を示す。MAAPの解析結果による炉心の内部状態や、原子炉の炉型から、1 号機と 2、3 号機の取出し手順は異なるものと推測される。1 号機では、全炉心燃料が溶融したと解析されており、溶融した燃料
は圧力容器を貫通し、格納容器内のコンクリート部まで落下しているものと考えられている。
一方で、2、3 号機の解析結果では、燃料の溶融は局部的であり、多くが炉心内に留まっていると推定されている。以上を考慮して、取出し手順、取出し装置を検討した結果、新たな装置開発は必要であるが、TMI-2 で使用された実績のある取出し装置の多くは適用可能であると考えられる。
4.1.2.4

燃料取出し技術開発に必要なデブリ物性の検討

TMI-2 で使用された取出し装置の多くが 1F の燃料取出しにも適用可能であると考え、TMI-2で使用された各取出し装置に影響する対象物の物性について整理した。
検討プロセスの概要を以下に示す。
① 切断ツール A（衝撃破壊）は、対象に衝撃を与え、それにより対象物内部のクラックを進展させることで対象を破壊する。そのため、クラックの進展が重要であり、対象物の「破壊じん性」が重要な物性と考えられる。
② 切断ツール B（せん断）は、対象物に切り込みを入れ、せん断応力を加えることで変形、切り込みを進展させ、対象を破壊する。このため、切り込み、変形、切り込み（クラック）の進展が重要であり、対象の「硬さ」「弾性率」「破壊じん性」が重要な物性と考えられる。
③ 切断ツール C（溶融切断）は、対象物に熱エネルギーを加えることで熱の拡散や溶融が生じ、溶融部をエアー等で除去することで切断する。このため、熱の拡散、溶融が重要であり、対象の「密度」「熱伝導度」「比熱」「融点」が重要な物性と考えられる。
④ 燃料回収用ツールは、対象物を掴み取り、回収する。このため、対象の「形状」「粒径」「密度」が重要な物性と考えられる。但し、実デブリの「形状」「粒径」については、推定が困難と考える。
⑤ 吸引システムは、水中における粒子の沈降速度（厳密には浮遊速度）以上の上昇速度の水流を生じさせ、粒子を上昇、回収する。このため、粒子の沈降が重要であり、対象物（粒子）の「形状」「粒径」「密度」が重要な物性と考えられる。但し、実デブリの「形状」「粒径」については、推定が困難と考える。
⑥ コア・ボーリング装置は、対象物を掘削することで破壊を生じさせるが、TMI-2 で使用されたコア・ボーリング装置は、セラミックス質の硬いデブリ層を効率的に破壊することが可能であったため、この掘削作用は、機械加工における研削作用に近いと考えられる。一般的な被削性の評価基準は研削（切削）抵抗、工具寿命、研削（切削）温度、仕上げ面品位、切りくず処理性とされているが、この内、デブリの掘削に重要なものは、- 30 -

JAEA-Review 2013-066

研削抵抗、工具寿命、研削温度と考えられる。これらに影響する対象物の物性は、文献情報から「密度」「硬さ」「弾性率」「破壊じん性」「比熱」「熱伝導率」と推定される。
以上より、各取出し装置に影響する対象物の物性について検討した結果を表 4.1.2-1 に整理した。各装置に影響する物性を丸印で表し、この内○印で示した物性は、その他の物性で代替できると考えられる、若しくは物性測定のための形状作製が困難である等の理由から、実デブリでの測定が困難と考えられる。このため、●で示した物性が重要と考えた。また、斜字で示した密度や熱物性については、過去の SA 研究等で得られた知見が活用可能と思われるが、太字で示した硬さ、弾性率、破壊じん性の機械物性は過去の研究で測定された事例がほとんどな
いため、これらの物性データを取得することが今後の課題である。
4.1.2.5

結言

TMI-2 において実施された、デブリの取出しに関する情報を整理し、1F のデブリの取出し手
順及び取出し装置を推定した。また、装置に影響を与える重要な物質ついて検討し、取得すべ
きデブリの特性（機械的物性、熱的物性等）を明確化した。今後は、検討結果を基に、メーカの取出し装置開発時期を考慮の上、適宜データをメーカに提供し、最終的にはメーカが開発した取出し装置の性能評価に活用可能なデブリ模擬物質（非放射性）を提供する予定である。

参考文献
1） U.S. Nuclear Regulatory Commission, NRC Library, available at:
http://www.nrc.gov/images/reading-rm/photo-gallery/20071114-006.jpg.
2） 東京電力㈱, “MAAP コードによる炉心・格納容器の状態の推定”, プレス資料, 2012 年 3月 12 日 available at:
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/images/handouts_120312_02-j.pdf.
3） 日立 GE ニュークリア・エナジー株式会社, “原子力プラントの機器搬出方法”, 特許第4276808 号, 登録日平成 21 年 3 月 13 日.

- 31 -

- 32 -

塊状デブリ

粒子状デブリ

粒子状デブリ

○

○

形状

○

○

粒径

●

●

●

●

○

密度

●

●

硬さ

●

●

○

弾性率

○

●

●

●

じん性

強さ

注 1) 本表は現時点での暫定版であり、今後の新しい知見等により変更が生じる可能性がある

装置 （研削）⑥ コア・ボーリング（固液輸送）⑤ 吸引システム（摘み取り）

板状構造物

ピン状構造物

塊状デブリ

主な対象

破壊

曲げ

○

じん性

破壊

動的

●

●

導度

熱伝

太字：知見が少なく、新規に取得すべき物性、斜字：過去の研究の知見を活用して評価する物性④ 燃 料回収用 ツール（溶融切断）③ 切断ツールＣ（せん断）② 切断ツールＢ（衝撃破壊）① 切断ツールＡ

取出し装置

取出し装置と燃料デブリの相互作用の検討結果注 1)●：装置設計に大きな影響を与える物性、○：推定が困難か他の物性で代替できる物性

表 4.1.2-1

●

●

比熱

●

融点

○

潜熱

溶融

JAEA-Review 2013-066

JAEA-Review 2013-066

取出し工程

主要取出し装置

1. ルーズデブリ④ ⑤

2. 溶融固化物⑥

3. 切り株状燃料② ④ ⑤

4. 下部構造物③ ④ ⑤ ⑥5. 圧力容器底部④ ⑤

6. 炉内側部③ ⑤

7. 圧力容器外燃料④ ⑤

図 4.1.2-1
4
TMI-2 の燃料取出し装置の整理取出し装置の記号：①切断ツール A（衝撃破壊）、②切断ツール B（せん断）（せん断）、③切断ツール C（溶融切断）、④燃料回収用ツール（摘み取り）、⑤吸引システム、⑥コア・ボーリング装置

取出し工程

主要取出し機器

1. 下部構造物② ④ ⑤

2. 圧力容器底部④ ⑤

3. 圧力容器底板③ ④ ⑤ ⑥

4. 下部構造物② ④ ⑤

5. MCCI 生成物⑦

6. 炉内側部③ ⑤

7. 圧力容器外燃料④ ⑤

図 4.1.2-2 TMI-2
TMI を参考とした 1F の燃料取出し装置の推定取出し装置の記号は図 4.1.2-1
1 と同様であり、TMI-2 と比較的構造が近いと思われる部位においては、TMI-2 で使用された取出し装置が適用できると推定した。

- 33 -

JAEA-Review 2013-066

4.1.3
4.1.3.1

MCCI 生成物に関するアプローチ検討
緒言（1）背景及び目的
福島第一原子力発電所（1F）1 号機では、格納容器内で溶融した炉心燃料とコンクリートの反応（MCCI: Molten Core Concrete Interaction）が生じたと推定され、その生成物は、炉内デブリに先行してアクセスされる可能性がある。一方で、海外の研究機関を中心に実施されている MCCI 関連の研究は、圧力容器破損時の安全性評価の観点から行われており、MCCI 生成物に着目した研究事例は少ない。
本件は、MCCI 生成物に関連する研究開発プロジェクトに対して効果的な情報を短期間で収集し、提供するため、MCCI 生成物の評価に関する R&D 計画を立案し、R&D の早期着手に資することを目的とする。
（2）平成 24 年度の実施内容
MCCI 生成物に関連する研究開発プロジェクトのニーズ（課題）を摘出し、摘出したニーズから実施項目を設定、本プロジェクト（2-③-1 模擬デブリを用いた特性の把握）からのアプローチが有効な実施項目を重点項目として選定した。さらに、選定した重点項目の実施内容を具体化し、早期着手を考慮した実施方針を検討した。
4.1.3.2

研究開発プロジェクト毎のニーズの摘出

燃料デブリ取出し準備ワーキングチームの下に設置されている各プロジェクトに対し、本プ
ロジェクトから貢献できると思われる課題をブレーンストーミングにより摘出した。摘出した課題を図 4.1.3-1 に示す。課題の摘出作業は、本プロジェクトの観点から独自に摘出したものであるため、今後必要に応じて他のプロジェクト実施側のニーズと、本プロジェクトから提供できる情報の範囲について調整する必要がある。
4.1.3.3

実施項目の設定及び重点項目の選定摘出した研究開発プロジェクトのニーズを、下記（1）～（4）の 4 つの実施項目として整理し、各課題に対して本プロジェクトから提供可能な情報、及び本プロジェクトからのアプロー
チの有効性について検討した。
（1）MCCI 生成物の分布推定提供すべき 1F の MCCI 生成物の分布に関する情報（溶融した核物質や炉内構造物の格納容
器内での移行挙動や FP 残存量等）は、基本的に「2-②-1 事故進展解析技術の高度化による炉内状況の把握」の成果として得られるため、本プロジェクトの参考情報とする。
一方で、計算コードを用いた MCCI の解析結果等を用いて生成物の化学形や析出相の評価を行い、ある特定の領域の濃度分布等のデータを推定することは可能な場合があるため、対象となるプロジェクトからのニーズが確認され次第、必要な情報の精度なども踏まえて対応可能かどうかを適宜検討することとする。
（2）MCCI 生成物のインベントリ評価- 34 -

JAEA-Review 2013-066

提供できる情報は（1）と同様であるため、本プロジェクトからのアプローチは行わない。
（3）MCCI 生成物の物性調査
本プロジェクトから提供可能と思われる情報は、事故進展解析により得られる、格納容器に落下した炉内デブリの組成や MCCI の反応条件等の情報をもとに推定した MCCI 生成物の化学
形や組成、及び文献調査や試験的に収集した各組成に対する物性データである。
ここで、物性データとは、下記の 3 種類に区分され、提供先のプロジェクトのニーズに応じて適切なデータを提供する。
機械的特性：硬さ、弾性率、強度、靱性など
熱的特性：比熱、熱伝導率、融点、発熱量など
化学的特性：試薬との反応（溶解）性や浸出特性など以上に関する情報は、プロジェクト自体は立ち上がっていないが、「2-①-4

格納容器内部

調査技術の開発」、「2-①-6 デブリ・炉内構造物取出工法・装置開発」からのニーズはあると考えられるため、本プロジェクトの重点項目として R&D を進める。
（4）MCCI 生成物の分析手法の確立
本プロジェクトからは、（3）の成果の一部として得られる MCCI 生成物の化学形の推定結果を基に、その分析手法を確立、提示することができる。一方で、実施内容は（3）の化学的特性に関するデータ収集と重複する部分が多く、かつ分析技術の開発は「2-③-3 デブリ処置技術の開発」の中で既に着手しているため、本プロジェクトからのアプローチは、（3）の化学的特性の推定結果を「2-③-3 デブリ処置技術の開発」に提供することであり、分析手法の開発成果は「2-③-3 デブリ処置技術の開発」から提供する。
以上より、本プロジェクトでは（3）を重点項目として R&D を進め、
（1）及び（2）に対しては、本プロジェクトに必要な情報として「2-②-1 事故進展解析技術の高度化による炉内状況の把握」に対して要求し、（4）については（3）の結果を「2-③-3 デブリ処置技術の開発」に提供する。以降では、重点項目として実施する（3）について実施内容の具体化を行った。
4.1.3.4

重点項目の具体化

重点項目として設定した「（3）MCCI 生成物の物性調査」の実施内容を、その手順、内容に応じて下記の通り細分化した。
（1）MCCI 生成物の化学形、組成の推定
MCCI 生成物の特性（機械的/熱的/化学的特性）を決める最大の要因の一つとして、生成物の化学形や組成が挙げられる。また、生成物の化学形や組成は、インベントリ評価や、分析手法を確立する上でも重要と考えられる。そのため、MCCI 生成の物性推定を行う最初のプロセス
として、MCCI 生成物の化学形や組成を推定する。主な実施内容を下記に示す。
炉内デブリの組成やインベントリなど反応物の量に関するデータを、SA 解析結果及び
1F プラント情報などから設定する。
MCCI における反応条件（デブリ組成、コンクリート組成、発熱量、雰囲気など）を設- 35 -

JAEA-Review 2013-066

定する。
4.1.1 炉内状況推定と同様の手法により、熱力学的評価を行い、MCCI 生成物の化学形や組成を推定する。
（2）MCCI 生成物の特性把握
ここでは、上記（1）で推定した化学形や組成に対する MCCI 生成物の特性データを揃える。
MCCI 生成物の特性は、4.1.3.3（3）で挙げた通り、下記の 3 種類の特性に分類され、それぞれの特性データの取得方針も併せて下記に列挙する。
1）機械的特性に関するデータ
機械的特性のデータについては、文献値等既存データが少ないことから、主として実験的に取得する。
4.1.2 取出しのために取得すべきデータの検討において、デブリ取出し技術開発に必要な機械物性として摘出した「硬さ」「弾性率」「破壊靱性」を中心に取得し、ニーズがあれば、その他の機械物性の取得についても検討する。
2）熱的特性に関するデータ
4.1.2 取出しのために取得すべきデータの検討において、熱的特性として摘出した「比熱」「熱伝導率」「融点」を中心に収集し、ニーズがあれば、その他の熱物性の取得・収集も検討する。但し、上記 3 物性と同時に収集できる物性値（熱膨張率等）については、
3 物性と合わせて収集、整理する。
上記の熱的特性に関するデータは、Thermo-Calc1)等の熱力学平衡計算ソフトと併用される熱力学データベース等に一部データが整備されていることから、先ずはそれらの文献
情報等を参照し、MCCI 生成物に関するデータを抽出する。
ORIGEN2 コード 2)等を用いて計算した発熱量のデータを用いて、格納容器内に堆積したデブリ/MCCI 生成物内の温度分布を簡易計算により評価する。
3）化学的特性に関するデータ
化学的特性の把握に関する実施内容は、「2-③-3 デブリ処置技術の開発」で実施中の分
析手法の開発と作業が重複するため、本プロジェクトでは実施しない。
主な成果の反映先である「2-③-3 デブリ処置技術の開発」の進捗により、分析以外のニーズが生じた場合は、本プロジェクトでの実施を検討する。
4.1.3.5 実施方針
前述の通り、国内における MCCI 研究の基盤は脆弱であるため、海外研究機関との協力を視野に入れることが適当である。そこで、MCCI の知見を豊富に持つ海外研究機関の状況について調査した。下記にその概要を示す。
（1）仏：CEA（原子力・代替エネルギー庁）
コリウム組成、コンクリート組成をパラメータとし、ウランを用いた MCCI 試験を多数実施した実績あり。

- 36 -

JAEA-Review 2013-066

MCCI 試験で発生した生成物の特性に関する R&D はあまり実施されていない。
試験生成物は保管されており、必要と考えられる分析設備を有する。
（2）独：KIT（カールスルーエ工科大学）
コンクリートの浸食に着目した大規模なコールド試験実績を有する。
コールド試験であるため、ウランを使用していない。
（3）米：ANL（アルゴンヌ国立研究所）
主に注水条件に着目し、多数のウランを使用した MCCI 試験実績を有する。
過去の試験生成物のほとんどが廃棄済み。
生成物の機械的特性の評価として、注水により生成するクラストの強度評価を実施。
CEA が保管している過去の試験生成物を利用し、コリウム組成やコンクリート組成による
MCCI 生成物の化学形の違い、機械的/熱的性質のデータを採取することで、効率的に R&D を進めることが可能と判断し、CEA との研究協力を進めることとした。
一方で、MCCI への影響が大きいパラメータのひとつである注水に関する知見は、CEA には
少なく、ANL が豊富に有すると推測されるため、注水条件によるクラストの特性等の情報をANL より入手すべく、調整をすすめる。
CEA、ANL との国際協力に係る現状については、6.2.1 フランスとの協力に係る状況、6.2.2
アメリカとの協力に係る状況においてそれぞれ詳細を述べる。
4.1.3.6

結言

本プロジェクト以外の研究開発プロジェクトが検討に用いる際の前提条件となる情報を早期に準備することが重要と考え、本プロジェクトから貢献できると思われる課題をブレーンスト
ーミングにより摘出し、摘出した課題をまとめて実施項目とした。さらに、各実施項目において本プロジェクトから提供可能な情報について検討し、アプローチの有効性について評価した。
評価結果を下記に示す。
（1）MCCI 生成物の分布推定 → 本プロジェクトでも必要な情報として要求。
（2）MCCI 生成物のインベントリ評価 →本プロジェクトでも必要な情報として要求。
（3）MCCI 生成物の物性調査 → 重点項目として R&D を進める。
（4）MCCI 生成物の分析技術確立 → (1)の結果を利用して処置技術開発プロジェクトで実施。
尚、ニーズに関しては、他のプロジェクトの進捗や新たなプロジェクトの立ち上げに際して適宜確認を行い、それにより実施項目も適宜見直すこととする。
重点項目として選定した MCCI 生成物の物性調査 については MCCI 生成物の化学形の推定、
MCCI 生成物の特性把握の順で実施し、実施に際しては、CEA と協力して R&D を進めることとした。CEA には MCCI 生成物の物性調査に大いに役立つことが見込まれる過去の試験生成物が保管されており、それらを利用し、コリウム組成やコンクリート組成による MCCI 生成物の化学形の違い、機械的/熱的性質を調査する。また、注水条件による MCCI 生成物の機械的特性等については ANL より情報を入手すべく、調整を行う。

- 37 -

JAEA-Review 2013-066

参考文献
1） Thermo-Calc: http://www.thermocalc.com/
2） G. Croff, ORIGEN-2: A Revised and Updated Version of Oak Ridge Isotope Generation
and Development Code, ORNL-5621, Oak Ridge National Laboratory (1980).

- 38 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.3-1 MCCI 生成物の特性に関する各研究開発プロジェクトの課題- 39 -

JAEA-Review 2013-066

4.1.4 U 模擬デブリの調製及び機械物性の測定
4.1.4.1

緒言（1）背景及び目的
1F の廃炉に向けた作業において、1~3 号機にて生成している燃料デブリの取出しを安全かつ早期に行うこと求められている。より着実な取出し工法・手順を検討するため、その対象となる燃料デブリの性状が必要である。また、過去の SA 事例などから、(Uy,Zr1-y)O2±x は燃料デブ
リの主な成分のひとつであると考えられ、高温水蒸気の存在下で生成していることを考慮すると、定比組成よりも高い酸素含有率となっている可能性がある 1) 。そこで本研究では、(Uy,Zr1-y)O2±x の O/M をパラメータとした機械的物性測定試験を行いその影響を確認した。
（2）平成 24 年度の実施内容
平成 24 年度は、以下の項目を実施することとした。
O/M が機械的性質に与える影響評価
Zr 含有率が機械的性質に与える影響の評価
4.1.4.2

試験結果及び考察（1）O/M が機械的性質に与える影響評価
サンプルの調製手順を図 4.1.4-1 に示す。10mol%ZrO2 の UO2-ZrO2 混合粉末の焼結条件（雰囲気）を表 4.1.4-1 のように変えることにより、5 種類の(U0.9,Zr0.1)O2+x を調製した。融解－非分散赤外吸収法 2)を用いた O/M の分析結果を表 4.1.4-2 に、焼結後の気孔率 3)について図4.1.4-3 に示す。また、各サンプルについて金相観察の結果を図 4.1.4-2 に示す。これらの試料について、ビッカース硬さ（微小ビッカース硬さ計、試験力：9.807N）4)、弾性率（超音波パルス法）5)、破壊靱性（IF 法、試験力：9.807N）6)を測定した。
ビッカース硬さの測定結果を図 4.1.4-4、弾性率（ヤング率）を図 4.1.4-5、破壊靱性を図
4.1.4-6 にそれぞれ示す。ビッカース硬さについては O/M とともに増加傾向が見られた。過剰酸素が格子間に入ることにより、転位の抵抗が上がることによるものと考えられる。一方で、弾性率についてはやや減少傾向であるが、サンプルの気孔率測定 を行ったところ O/M とともに気孔率の上昇傾向がみられたことから、気孔率の影響が大きいものと考えられる。破壊靱性についても O/M に伴い上昇する傾向がみられるが、こちらについても気孔によりクラックの進展が妨げられることが原因と考えられる。
（2）Zr 含有率が機械的性質に与える影響評価
本試験の実施に向け応用試験棟に電気炉を設置するなど U 模擬デブリの作製にむけたフィー
ルド整備を行った。
フィールド整備終了後の 12 月から U 模擬デブリの作製を開始したところ、使用した UO2 に十分な活性度が無く、焼結しないため、物性値の測定に適したサンプルを作製することができなかった。したがって、平成 24 年度には本試験の実施を断念し、平成 25 年度
早々に課題を解決することを目指し、実施計画を見直すこととした。

- 40 -

JAEA-Review 2013-066

4.1.4.3

結言

平成 24 年度には O/M が機械的性質に与える影響評価を実施した。高温水蒸気の存在下において定比組成よりも高い酸素含有率で生成した燃料デブリは、定比組成の材料に比べて硬さや靱性が高くなる可能性が示唆された。
また、当初実施予定であった Zr 含有率が機械的性質に与える影響の評価に関しては、サンプルの調製において気孔率が高くなりすぎたり、大きなクラックが入るなどにより成形がうまく行かないといった課題が明らかとなった。当面はこの課題の解決を急ぐとともに、平成 25 年度の早い段階で Zr 含有率が機械的性質に与える影響の評価を実施する予定である。

参考文献
1） 廣岡 瞬 他 “UO2-被覆管模擬デブリの特性に及ぼす酸素・金属比の影響,” 日本原子力学会
2012 年秋の大会 F01（2012）.
2） 檜山 敏明 他“融解－非分散赤外吸収法によるプルトニウム－ウラン混合酸化物燃料の O/M
分析法の開発,” 動燃技報 No.91, pp.105-110（1994）.
3） JIS R 1634 ファインセラミックスの焼結体密度・開気孔率の測定方法（1998）.
4） JIS R 1610 ファインセラミックスの硬さ試験方法（2003）.
5） JIS R 1602 ファインセラミックスの弾性率試験方法（1995）.
6） JIS R 1607 ファインセラミックスの室温破壊じん（靱）性試験方法（2010）.

- 41 -

JAEA-Review 2013-066

表 4.1.4-1条件
条件 1

焼結条件（雰囲気）

焼結条件（雰囲気）
Ar+4%H2 200mL/min

O/M
目標値
1.94

バブリング 20℃
条件 2

Ar 197mL/min, Ar+4%H2 3mL/min

2.00

バブリング 40℃
条件 3

Ar 199mL/min, Ar+4%H2 1mL/min

2.03

バブリング 40℃
条件 4

Ar 200mL/min

2.08

条件 5

Ar 100mL/min, CO2 100mL/min

2.15

表 4.1.4-2

O/M 分析値

条件

O/M 分析値

条件 1

1.97

条件 2

2.06

条件 3

2.09

条件 4

2.14

条件 5

2.19

- 42 -

JAEA-Review 2013-066

UO2粉末

ZrO2粉末粉砕混合

遊星ボールミル：800rpm, 3min（30s毎に反転）
毎に反転）

篩分け

目開き125μm

均一化混合混合器：6rpm, 15min

プレス成型

ダイス内径6.37mm, 1.6~1.8MPa

焼結

1650℃, 4h

各種試験

図 4.1.4-1

図 4.1.4-2

サンプル調製手順

各サンプルの金相写真- 43 -

JAEA-Review 2013-066

10

Porosity（%）

8
6
4
2
0
1.9

2

2.1

2.2

2.3

O/M（－）

図 4.1.1.4-3

調整したサンプルの O/M と気孔率

図 4.1.4-4
4

O/M とビッカース硬さの関係- 44 -

JAEA-Review 2013-066

Young Modulus（GPa）

250
200
150
100
50
0
1.9

2

2.1

2.2

O/M（－）

図 4.1.4-5

O/M と弾性率の関係

図 4.1.4-6

O/M と破壊靱性の関係- 45 -

2.3

JAEA-Review 2013-066

4.1.5 Pu のデブリに与える影響の検討
4.1.5.1

緒言（1）背景及び目的
軽水炉の炉心冷却材損失事故においては、温度解析を通して、事故の進展挙動の理解及び炉内状況の推定を行う必要がある。そのためには溶融燃料の相状態の評価や融点、熱伝導率、熱膨張等の熱物性の評価が重要である。特に、福島第一原子力発電所３号機では MOX 燃料を用いたプルサーマル計画が実施されていたため、燃料中に含まれるプルトニウムが溶融燃料の相状態や熱物性に与える影響を評価する必要がある。本件は、事故進展挙動の解析に反映する基礎データの取得及び溶融燃料の特性把握を目的として、模擬デブリの調製を行い、特性評価試
験を行うものである。
（2）平成 24 年度の実施内容
平成 24 年度は、UO2 燃料と Zry-2、MOX 燃料と ZrO2 から模擬デブリの調製を行い、融点、
熱伝導率、熱膨張等の特性評価試験を行った。なお、UO2 燃料と Zry-2 から調製した模擬デブ
リは、Pu の影響を評価するためのレファレンス試料である。平成 24 年度は UO2 燃料と Zry-2から調製した模擬デブリの特性評価試験を中心に行い、密度及び融点に関しては MOX 燃料とZrO2 から調製した模擬デブリについても調査する。
4.1.5.2

試験方法

UO2 模擬デブリは UO2 粉末と Zry-2 粉末を用いて、Zr 含有率が 24.3at%、49.0at%、73.5at%となるように試料を混合した。混合粉末を成型し、1923K×3h、0.05%H2/Ar 雰囲気で焼結を行い、O/M 比を 2.00 に調整するために 1923K×1h、5%H2/Ar 雰囲気で熱処理を行った。MOX
模擬デブリは、4%Pu 含有 MOX 粉末、8%Pu 含有 MOX 粉末と ZrO2 粉末を用いて、Zr 含有率
が 25at%、50at%、75at%となるように試料を混合した。混合粉末を成型し、1873 K×2h、0.5%H2/Ar 雰囲気で焼結を行い、O/M 比を 2.00 に調整するために 1123K×5h、0.5%H2/Ar 雰
囲気で熱処理を行った。UO2 模擬デブリと MOX 模擬デブリの組成を表 4.1.5-1 に示す。熱処理
後の試料は、タングステンカプセルに封入し、高周波加熱炉を使用してサーマルアレスト法により融点測定を行った。融点測定後、カプセルから取り出した溶融試料の密度測定、X 線回折測定を行った。UO2 模擬デブリについては、焼結体の熱膨張測定、溶融試料の熱拡散率測定を行い、熱伝導率評価を行った。得られた密度、熱伝導率から UO2 模擬デブリの温度解析を行った。

- 46 -

JAEA-Review 2013-066

表 4.1.5-1
試料
UO2 模擬デブリ
4%Pu 含有 MOX
模擬デブリ
8%Pu 含有 MOX
模擬デブリ

模擬デブリの組成

Zr 含有率[at% in metal]

U 含有率[at% in metal]

Pu 含有率[at% in metal]

24.3
49.0
73.5
25
50
75
25
50
75

75.3
50.2
25.3
72
48
24
69
46
23

0
0
0
3
2
1
6
4
2

- 47 -

JAEA-Review 2013-066

4.1.5.3

試験結果及び考察(1) 密度
図 4.1.5-1 に溶融後試料の外観を示す。溶融後の塊状試料を使用して、液浸法により密度測定を行った。
Zr 含有率に対する UO2 模擬デブリ及び MOX 模擬デブリの密度を図 4.1.5-2 に示す。
図中の直線は UO2-ZrO2 固溶体の Cubic 相及び Tetragonal 相の理論密度変化である。それぞれ
CaF2 型構造及び MnF2 型構造から算出したものであり、Cohen ら 1)の報告を参考にして約 40%で相が変化するものとした。UO2 模擬デブリの密度は Zr 含有率の増加に伴い減少し、25%Zr
含有試料は Cubic 相、50%、75%Zr 含有試料は Tetragonal 相の理論密度と同程度の密度を示した。4%Pu 含有 MOX 模擬デブリ及び 8%Pu 含有 MOX 模擬デブリにおいても、Zr 含有率の増加に伴い、UO2 模擬デブリと同様に密度が低下することが確認された。Pu 含有率に対する密度（Exp.）と理論密度（T.D.）を図 4.1.5-3 に示す。溶融試料は理論密度比 95%T.D. ～99%T.D.
であり、溶融したことにより非常に高密度な組織になっていることが分かる。また、Pu 含有率
による密度変化は、組成の変化に起因する格子定数の変化及び質量の変化によるものであり、Pu を含有することによる顕著な密度変化は確認されなかった。

図 4.1.5-1 溶融後試料の外観（左：UO2 模擬デブリ
11

12
cubic

11

tetragonal

103

Density [g/cm ]Density [g/cm3]

10
9
8
7

UO2-corium

64%Pu MOX-corium

54

右：MOX 模擬デブリ）

20

40

60

8
25%Zr corium (Exp.)
25%Zr corium (T.D.)
50%Zr corium (Exp.)
50%Zr corium (T.D.)
75%Zr corium (Exp.)
75%Zr corium (T.D.)

76
58%Pu MOX-corium
0

9

80

100

Zr/(U+Pu+Zr) [%]図 4.1.5-2 Zr 含有率に対する密度変化- 48 -

4

0

1

2
3
4
5
6
Pu/(U+Pu+Zr) [%]78

図 4.1.5-3 Pu 含有率に対する密度変化

JAEA-Review 2013-066(2) 相状態
溶融試料の X 線回折パターンを図 4.1.5-4 (a)~(c)に示す。25%Zr 含有試料では、全ての模擬デブリで単相の Cubic 相の X 線回折パターンが確認された。一方、50%Zr 含有試料及び 75%Zr
含有試料では、4%Pu 含有 MOX 模擬デブリ及び 8%Pu 含有 MOX 模擬デブリは単相のTetragonal 相の X 線回折パターンを示したが、UO2 模擬デブリは Tetragonal 相の他に Cubic
相の X 線回折パターンが確認された。Zr 含有率に対する相状態の変化は、UO2 模擬デブリでは
Zr 含有率 25%では Cubic 相、50%及び 75%では Tetragonal 相+Cubic 相が安定であり、MOX
模擬デブリでは Zr 含有率 25%では Cubic 相、50%及び 75%では Tetragonal 相が安定であると考えられる。
X 線回折パターンから最小二乗法により求めた格子定数を図 4.1.5-5 に示す。UO2 模擬デブ
リに対し、 Pu 含有による格子定数変化は、組成の変化に起因するものであり、Pu を含有することによる顕著な変化は確認されなかった。

C

C: Cubic
T: TetragonalT

C: Cubic

8%Pu-MOX corium

Intensity

C

8%Pu-MOX corium

C

T
C

C

CC

C

Intensity

CC

4%Pu-MOX corium

T
T

30

40

50
60
70
2 theta [deg]

80

C
90

20

図 4.1.5-4 (a) 25%Zr 含有デブリ
T

Lattice constant [A]Intensity

T

T T

4%Pu-MOX corium

C C H
20

T
T T

30

40

80

C

30

40

C

UO2 corium

50
60
70
2 theta [deg]

80

90

5.3
5.2

UO -corium
2

4%Pu MOX-corium
8%Pu MOX-corium
UO -corium [2]

C

50
60
70
2 theta [deg]

C

5.4

5.1

UO2 corium
CT

図 4.1.5-4 (b) 50%Zr 含有デブリ

8%Pu-MOX corium o
T
T

T

5.5

C: Cubic T: Tetragonal
H: Hexagonal (HCP-Zr)

T
T

T

4%Pu-MOX corium

UO2 corium
20

T
T T

T

90

5.0
0

2

20

40
60
Zr/(U+Pu+Zr) [%]

80

100

図 4.1.5-5 模擬デブリの格子定数

図 4.1.5-4 (c) 75%Zr 含有デブリ- 49 -

JAEA-Review 2013-066(3) 融点Zr 含有率に対する融点の変化を図 4.1.5-6 に示す。UO2 模擬デブリの融点は報告されている
UO2-ZrO2 系の融点 2)と同様に、Zr 含有率 50%付近で最も低くなる傾向が確認された。MOX
模擬デブリにおいても同様に Zr 含有率 50%付近で融点が最も低くなる傾向が確認された。
50%Zr 含有試料の融点は UO2 模擬デブリで 2782K、4%Pu 含有 MOX 模擬デブリで 2876K、8%Pu 含有 MOX 模擬デブリで 2880K であり、UO2 模擬デブリの融点が最も低い結果となった。
また、Pu 含有率の増加に伴い、融点は高くなる傾向が得られた(図 4.1.5-7)。特に 25%Zr 含有
試料の融点は高く、4%Pu 含有 MOX 模擬デブリで 2932K、8%Pu 含有 MOX 模擬デブリで 3012Kであった。
UO2-PuO2-ZrO2 擬三元系状態図は実験値の報告例はないが、Kinoshita ら 3)が CALPHAD 法により評価を行っており、ZrO2 リッチ組成と UO2 リッチ組成は融点が高く、UO2 が最も融点が高いと報告されている。今回の試験結果を基に、2900K 及び 3000K における相状態を報告
値 4) 5) 6) 7)と合わせて UO2-PuO2-ZrO2 擬三元系状態図にプロットした（図 4.1.5-8）。測定結果と 報 告 値 か ら 推 察 さ れ る 液 相 線 及 び 固 相 線 に つ い て も 図 中 に 示 し た 。 2900K で は(U0.72Pu0.03Zr0.25)O2 と(U0.69Pu0.06Zr0.25)O2 は固相であり、それ以外の試料は液相もしくは液相＋固相である。3000K では、(U0.72Pu0.03Zr0.25)O2 が溶融し、(U0.69Pu0.06Zr0.25)O2 のみ固相として存在する。UO2-ZrO2 系側の組成に限れば、UO2-ZrO2 系の中心から溶融し、温度上昇に伴い液相が拡大すると考えられる。また、3000K においても UO2 リッチ組成は固相として存在すると推察され、UO2-PuO2-ZrO2 擬三元系状態図では UO2 の融点が最も高いと考えられる。

3200

3200

3000

2800

2600

4%MOX-corium (Sol)● UO2-corium (Sol)

4%MOX-corium (Liq)○

UO2-corium (Liq)

8%MOX-corium (Sol)

Temperature [K]Temperature [K]

3000

2800
0%Zr (MOX)
25%Zr corium
50%Zr corium
75%Zr corium

2600

UO2-corium [2]8%MOX-corium (Liq)

2400
0

20

40
60
Zr/(U+Pu+Zr) [%]

80

100

2400

0

1

2

3

4

5

6

7

Pu/(U+Pu+Zr) [%]図 4.1.5-6 Zr 含有率に対する融点変化- 50 -

図 4.1.5-7 Pu 含有率に対する融点変化

8JAEA-Review 2013-066

2900K

3000K

ZrO2–PuO2 system
LiquidusUO2-ZrO2 system

Solidus Liquidus Ref. Solidus
This work

Ref.
[4]

PuO2-UO2 system
Solidus Liquidus Ref.
[7]

[5]

[3]

[6]

図 4.1.5-8 UO2-PuO2-ZrO2 擬三元系状態図- 51 -[3]

JAEA-Review 2013-066(4) 熱膨張
室温→1923K→室温（10K/min）の温度パターンで焼結ペレットの加熱・冷却を行い、ディラ
トメータを用いて熱膨張・熱収縮を測定した。測定中の雰囲気は 5%H2/Ar とした。
図 4.1.5-9 に ZrO2 及びジルカロイ-2 酸化物の熱膨張を示す 8)。ZrO2 は室温～約 1300K で単斜晶であり、さらに高温では正方晶に相変態する。この相変態は収縮を伴うため、ZrO2 を主成分とするジルカロイ-2 酸化物においても 1300K 付近で収縮が確認された。昇温時の相変態温度は、降温時の相変態温度より高くなっているが、昇温時は収縮、降温時は膨張の変化が起こるため、格子内に働く歪みエネルギーが異なることが原因と考えられる。
図 4.1.5-10 に UO2 模擬デブリ、UO2 及びジルカロイ-2 酸化物の室温からの昇温時の熱膨張を示す。UO2 は単調な増加傾向であり、ジルカロイ-2 の含有率が増加するにつれて、傾きは小さくなる傾向が観察できた。約 1300K で相変態に起因するものと考えられる傾きの変化がみられるが、熱膨張が負の値となるのはジルカロイ-2 酸化物のみであった。
図 4.1.5-11 に、1923K からの降温時の結果を示す。49.0%Zr 及び 73.5%Zr では低温で傾きの変化がみられた。1923K では、模擬デブリは立方晶及び正方晶の二相状態であると考えられ、降温により正方晶が生成したため収縮の傾きが変化したと考えられる。

thermal expansion [%]1
ZrO2 [8]ジルカロ-2酸化物

0.5

0

-0.5
0

500

1000
1500
temperature [K]2000

図 4.1.5-9 ZrO2 及びジルカロイ-2 酸化物の熱膨張
2

2

1.5

thermal expansion [%]thermal expansion [%]UO2
24.3%Zr UO 2
49.0%Zr UO 2
73.5%Zr UO 2

1

ジルカロイ-2酸化物

0.5

1.5

1
UO2
24.3%Zr UO 2

0.5

49.0%Zr UO 2
73.5%Zr UO 2
ジルカロイ-2酸化物

0
400

800

1200

1600

temperature [K]

2000

0

400

800

1200

1600

temperature [K]2000

図 4.1.5-10 模擬デブリの熱膨張（昇温） 図 4.1.5-11 模擬デブリの熱膨張（降温）- 52 -

JAEA-Review 2013-066(5) 熱伝導率
溶融試料を厚さ約 1mm にスライスしたタブレットを作製し、にスライスしたタブレットを作製し 673K～1873K
1873K の温度領域でレーザーフラッシュ法により熱拡散率を測定した。熱拡散率ーザーフラッシュ法により熱拡散率を測定した。熱拡散率α、(4)で得た熱膨張率から求めた密で得た熱膨張率から求めた密度ρ及び UO2 と ZrO2 の比熱から、Kopp-Neumannの比熱から則により求めた比熱 Cp を用いて、以下の(1)式から熱伝導率κを評価した。
を評価した。

Cp

・・・(1)

求めた熱伝導率を図 4.1.5--12 に示す。比較のために UO2 の熱伝導率も示した。UOの熱伝導率も示した。
2 に比べ、
模擬デブリの熱伝導率は非常に低く
模擬デブリの熱伝導率は非常に低く、1.5~3.5W/m･K程度であった。また、、Zr 含有率 49.0%と73.5%の試料は、673K からわずかに大きくなる傾向があるが、約からわずかに大きくなる傾向があるが1300K で急激に下がる変化が確認された。図 4.1.5-13 に熱膨張測定後の試料の X 線回折パターンを示すが、線回折パターンを示すが Zr 含有率 49.0%と 73.5%の試料では cubic 相と tetragonal 相の他に monoclinic 相が析出していることが確認できる。さらに Zr 含有率が高い方がピーク強度も大きい。従って、約含有率が高い方がピーク強度も大きい。従って
1300K で熱伝導率に変化が生じたのは、Zr 含有率の高い組織が monoclinic 相から tetragonal 相に相変態することに起因すると考えられる。

6
24.3%Zr UO2 corium
49.0%Zr UO2 corium
73.5%Zr UO2 corium
UO2

Thermal conductivity [W/mK]

5
4
3
2
1
0

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

2000

Temperature [K]図 4.1.5-12 UO2 模擬デブリの熱伝導率

図 4.1.5.5-13 熱膨張測定後試料の X 線回折パターン- 53 -

JAEA-Review 2013-066(6) 温度解析
取得した熱伝導率及び熱膨張の熱物性データと、ORIGEN を用いて得られた発熱密度のデー
タから、デブリの温度分布及び空隙率分布の評価を行った。無限円柱モデルで温度解析を行い、以下に示す(2)式で径方向の温度分布を求めた。
−：既知の温度 [K]

= (

−

(2)

)⁄4

：求める温度 [K]：発熱密度 [W/m3]：既知の温度の位置 [m]：求める温度の位置 [m]：熱伝導率 [W/mK]

表面は常に 298K に冷却されているものとする。デブリの組成は、UO2 と、被覆管のジルカロ
イ‐2 の酸化物から成るものとし、成分割合は一様とする。また、温度解析の結果と熱膨張のデータから空隙率分布の評価を行った。温度分布に対して、融点直下からの収縮量が現れ、収縮した分だけ空隙ができるものとして評価を行った。最初の約 5 年は発熱密度の減少が速いため全体の温度降下も速い。U:75at%のように燃料が局在しているデブリでは、10 年以上経過しても中止
では 600K 以上の高温である可能性が考えられ、1 年目の高い発熱密度では中心部は溶融するよ
うな温度であることが予想される。無限円柱モデルでは軸方向の冷却がないため過小評価となるが、さらに燃料の割合が高い場所では、局所的にさらに高温になる可能性が考えられる（図4.1.5-14～16 参照）。空隙率に関して、発熱密度が高い最初数年間や、燃料の割合が高い場合、収縮量は小さく空隙率は低い。また、内部に収縮量の勾配があるため、溶融デブリには大きな割れ。
や多数のクラックが存在することが推測される（図 4.1.5-17～19 参照）

1800

1800
1 year

2700
1500

1200

900

2 years
3 years

1 year1200

2 years

900

3 years

temperature [K]1 yeartemperature [K]temperature [K]1500

5 years

600

600

5 years

2100
2 years

1500
3 years

900

5 years

10 years

10 years

10 years
100 years

100 years

300
0

100
200
300
400
distance from surface [mm]500

図 4.1.5-14 温度分布 - 25%U

300
0

100
200
300
400
distance from surface [mm]図 4.1.5-15 温度分布 - 50%U

7

10 years

100 years
10 years
5 years

2
1

6

3 years

3 years

2 years

7
1 year5.5

8

10 years
5 years

8

5

porosity [%]

3

500

10
100 years

porosity [%]

6.5

100
200
300
400
distance from surface [mm]図 4.1.5-16 温度分布 - 75%U

9
100 years

porosity [%]100 years

300
0

500

6

6
2 years4

2
1 year

5
0

100
200
300
400
distance from surface [mm]図 4.1.5-17 空隙率分布- 25%U

500

5
0

100
200
300
400
distance from surface [mm]500

図 4.1.5-18 空隙率分布- 50%U

- 54 -

0
0

100
200
300
400
distance from surface [mm]500

図 4.1.5-19 空隙率分布- 75%U

JAEA-Review 2013-066

4.1.5.4

結言 9) 10) 11) 12)

UO2 模擬デブリ及び MOX 模擬デブリを作製し、特性評価を行った。Pu を含有することによる影響として、密度及び格子定数の変化は、単純な組成の変化に起因するものであり、UO2 模
擬デブリと比較して特筆すべき影響はないと考えられる。一方、融点は Pu を含有することで上昇する傾向があった。模擬デブリの融点は Zr 含有率 50%で最も低くなる傾向があり、Zr 含
有率 50%の UO2 模擬デブリ、4%MOX 模擬デブリ、8%MOX 模擬デブリの融点はそれぞれ2782K、2876K、2880K であった。これらの結果は、事故時の燃料溶融は、MOX 燃料に比べUO2 燃料の方がより低い温度で溶融し始めることを示唆している。
また、取得した熱物性データと、発熱密度のデータを用いて、UO2 模擬デブリの温度解析を行った。事故直後では燃料の発熱密度が高いため、特にデブリ中心部や燃料が局在している部
分では非常に高温になっており、一部溶融していることも予想される。一方、表面では水により 100℃以下に冷却が保たれていることから、溶融後大幅な熱収縮が起こったと考えられ、10%に近い空隙が発生していることが考えられ、微小なクラックや大きな割れが存在していることも予想される。平成 25 年度では、MOX 模擬デブリの熱膨張及び熱伝導率を取得し、温度解析を実施する予定である。
参考文献
1） Cohen and B. E. Schaner, J. Nucl. Mater. 9, 1, p.18 (1963).
2） W. A. Lambertson and M. H. Mueller, J. Am. Ceram. Soc. 36, 11, p.365 (1953).
3） H. Kinoshita, M. Uno and S. Yamanaka, J. Alloys Compd. 354, p.129 (2003).
4） P. G. Mardon, D. J. Hodkin and J. T. Dalton, J. Nucl. Mater. 32, p.126 (1969).
5） D. F. Carroll, J. Am. Ceram. Soc. 46, 4, p.194 (1963).
6） H. Kinoshita, M. Uno and S. Yamanaka, J. Nucl. Mater. 334, p.90 (2004).
7） M. Kato, K. Morimoto, H. Sugata, K. Konashi, M. Kashimura and T. Abe, J. Nucl. Mater.
373, p.237 (2008).
8） J.W. Adams, H.H. Nakamura, R.P. Ingel and R.W. Rice, J. Am. Ceram. Soc. 68, 9,
pp.C-288‐C-231 (1985).
9） T. Uchida, H. Sugata, K. Shibata, D. Sato, M. Kato and K. Morimoto, Global 2013, Salt
Lake City, US, Sept. 29-Oct. 3, 2013.
10）S. Hirooka, M. Kato, K. Morimoto, A. Komeno, T. Uchida, M. Akashi, J. Nucl. Mater.
437(2013), pp.130-134.
11） M. Kato, T. Uchida, S. Hirooka, M. Akashi, A. Komeno, K. Morimoto, Mater. Soc. Symp.
Proc. vol.1444(2012), pp.91-96.
12） S. Hirooka, M. Akashi, T. Uchida, K. Morimoto, M. Kato, Mater. Soc. Symp. Proc.
vol.1444(2012), pp.97-101.

- 55 -

JAEA-Review 2013-066

4.1.6
4.1.6.1

1F に特有な事故条件のデブリに与える影響の検討
緒言（1）背景及び目的
これまでに知見の少ない 1F に特有な事故時の条件として、炉心冷却のために海水を注水したこと、制御棒が中性子吸収材の B4C と SUS 被覆・ブレードからなること、炉心溶融物が圧力容器下部を貫通し、格納容器下部（ペデスタル）のコンクリートと反応（MCCI）したこと
等が挙げられる。ここでは、燃料デブリ取り出し技術の検討とその後の処置シナリオ検討に資することを目的として、これら 1F 事故に特有な高温反応生成物に含まれる化合物、相、混在状態等の性状評価と、硬さや熱物性等の特性データ取得を、実験室規模で反応を模擬した試料を用いて進めている。一方、炉心溶融物が水と接触した際の急冷時や、長期間水中に浸漬した際に生成する可能性がある微細なデブリについて、その化学形や粒度、水中分散・凝集挙動を把握しておくことが、デブリ取り出し作業のみならず臨界管理の観点からも重要と考える。そのため、水中の塩分やホウ酸、過酸化水素等の影響を考慮した浸漬試験を行い、基礎的挙動を評価する。
（2）平成 24 年度の実施内容
平成 24 年度には、まず酸化物デブリの主成分である(U,Zr)O2 を焼結法により調製してその性状を調べた。さらに海水塩と(U,Zr)O2 模擬デブリの高温反応試験を行い、反応生成物を評価した他、B4C 制御棒と燃料の模擬溶融固化物調製と生成物の性状評価に着手した。一方、微細デブリの水中挙動に関しては、基礎検討のため各種水溶液中への金属ウランあるいは UO2 粉末の浸漬試験を行い、溶液中での変化の観察と生成物の同定を行った。以下に各試験の方法と結果について述べる。
4.1.6.2

酸化物模擬デブリの調製と性状評価（1）概要及び試験方法
種々の高温反応試験に供するため、UO2 と ZrO2 粉末から(U,Zr)O2 二酸化物固溶体の模擬デブリを以下の手順で調製した。まず、硝酸ウラニル水溶液から重ウラン酸アンモン（ADU）を経て U3O8 粉末とし、これを Ar+20%H2 気流中 900℃で還元して UO2 粉末を得た。一方、旧原研製の分析標準用金属 Zr チップ（JAERI Z-21）を Ar+20%H2 気流中 450℃で加熱して水素化物とし、これを粉砕後、空気中 850℃で加熱して ZrO2 粉末を得た。UO2 と ZrO2 粉末を所定の比率（UO2/ZrO2 = 50/50、40/60、15/85 mol%）で秤量し、混合物を遊星ボールミル（ジルコ
ニア製容器及びボール）により高速で十分に微粉砕した。この粉末を直径 6.3 又は 4.4mm のダイスを用い、圧力 300MPa でペレット状あるいはディスク状に成型し、高純度 Ar 気流中で加熱することにより、固溶体化と焼結を同時に行った。加熱条件は、平均昇温速度 15℃/分、保持温度 1750±10℃（6 時間保持）、降温速度約 20℃/分とした。図 4.1.6-1 に外観写真を示すように、得られた焼結体について寸法・重量から密度を算出するとともに、粉末 X 線回折測定による相同定と格子定数の解析、イナートフュージョン法による酸素定量分析、切断研磨面のSEM/EDX による観察と元素分析を行った。

- 56 -

JAEA-Review 2013-066（2）試験結果及び考察
調製した試料の分析結果の一覧を表 4.1.6-1 に示す。X 線回折プロファイルを図 4.1.6-2 に示
すように、(U0.5Zr0.5)O2 は立方晶が主で少量の正方晶とごく微量の単斜晶、(U0.4Zr0.6)O2 は立方晶のみ、(U0.15Zr0.85)O2 は正方晶が主で少量の単斜晶が確認された。図 4.1.6-3 に示す UO2-ZrO2
疑二元系状態図 1）上で、前 2 者は焼結温度で立方晶単相となる領域であり、(U0.4Zr0.6)O2 は降
温時にも立方晶が準安定相として残ったと考えられる。単斜晶は低温で安定な相であり、降温時に正方晶の一部が相変態して生じたと考えられる。
焼結体断面の SEM 観察像（2 次電子像）の例を図 4.1.6-4 に示すように、組成の局所的な違いに応じて組織に濃淡が観察された。EDX による点分析で U/(U+Zr)原子比の分布を調べた結果、(U0.5Zr0.5)O2 では混合比に近い 0.5〜0.62 を母相とし（立方晶）、0.1〜0.15 の領域（正方晶と単斜晶）が数μm から 10μm 程度のスポット状に分散していた。(U0.15Zr0.85)O2 では、混合比近傍の 0.13〜0.18 を母相とし、0.3 前後の領域が少量分散していた。解析した正方晶の格子定数は、母相の組成に近い 0.15〜0.18 程度に相当する 1)。(U0.4Zr0.6)O2 では、混合組成より若干高い 0.5 前後を母相とし、0.3 及び 0.15 前後の領域が分散していた。立方晶の格子定数から単位格子の体積を算出すると 0.1474(nm)3 となり、文献 1)中の UO2/ZrO2 比と単位格子体積の関係と比較すると、混合組成の 40/60 mol%と良く一致する。
焼結体が複数相からなるため、真密度はここでは評価していないが、焼結前の混合物理論密度に対する相対密度を比較すると、Zr 含有率が高い程相対密度が低下する傾向が見られ、組織観察像からも気孔が増えることを確認した。酸素定量分析により評価した O/M 比は、(U0.5Zr0.5)O2 が 2.03±0.03、(U0.4Zr0.6)O2 が 2.02±0.03、(U0.15Zr0.85)O2 が 1.99±0.03 である。
高温で高酸素分圧下にさらされた際の酸化物デブリの相状態を評価するための予備的試験として、(U0.4Zr0.6)O2 及び(U0.15Zr0.85)O2 の 2 種類の模擬デブリ焼結体を空気流中 1002℃で 3 時
間加熱し、前後の重量変化から O/M 増加量と、
X 線回折により酸化に伴う相の変化を評価した。
加熱後の XRD プロファイルを試料外観とともに図 4.1.6-5 に示す。
立方晶であった(U0.4Zr0.6)O2
は酸化にともない U3O8、斜方晶 U-Zr-O 及び単斜晶 U-Zr-O に変化し、外観上ボロキシデーシ
ョンは起きていないが顕著に膨張した。重量変化から評価した焼結体全体の O/M 比は 2.36 である。一方、正方晶と単斜晶からなる(U0.15Zr0.85)O2 は酸化に伴い斜方晶と単斜晶に変化したが、直径の膨張は 1%未満と少なく、U 含有率が少ないことから焼結体全体の O/M 比は 2.09 であった。酸化加熱後の斜方晶の U/Zr 比は分析できていないが、斜方晶系の U(V)の U-Zr-O 酸化物
は ICDD データベースに U4Zr11O32、U2Zr5O15 等がある他、高 U 濃度側では Sali ら 2)により
U2ZrO7 が報告されている。なお、空気中 3 時間加熱後の(U0.4Zr0.6)O2 試料を粉末化してさらに
空気中 1002℃で 12 時間加熱したところ、斜方晶は残存したものの酸化が進んで U3O8 と単斜晶 ZrO2 の回折ピークが主となった。
4.1.6.3

酸化物模擬デブリと海水塩の高温反応性（1）概要及び試験方法
炉心の緊急冷却のために海水を注水したため、水面上に露出した高温のデブリ（コリウム）
表面で海水が蒸発して塩が析出した状況を想定し、(U,Zr)O2 模擬デブリと海水塩の高温反応試- 57 -

JAEA-Review 2013-066

験を行い、反応生成物の同定と、デブリに付随して取り出される可能性のある塩成分残渣を調べた 3)。
天然海水を蒸発乾固して全塩成分を抽出し、Ar 気流中 230℃で乾燥したものを海水塩試料として用いた。X 線回折測定と水溶液の ICP/AES 分析により、構成する塩成分の化学形と組成を評価した結果は次の通りである。
NaCl/MgCl2•6H2O/MgSO4•H2O/CaSO4/KCl = 87.8/5.8/2.9/1.8/1.7 (mol%)
上記成分の内 KCl は、X 線回折では KMgCl3•6H2O として検出された。ごく微量成分である
Sr、Br 等は分析から除外した。
模擬デブリとして 4.1.6.2 で述べた(U0.4Zr0.6)O2 と(U0.15Zr0.85)O2 の 2 種類を用い、塩との高温加熱は 2 通りの方法で行った。一方は、粉末状にした模擬デブリと海水塩粉末の混合物（重量比 30/70）をペレット状に成型した物をアルミナボートに装荷して加熱（粉末混合系）、もう一方は模擬デブリ焼結体を塩粉末とともにアルミナるつぼに充填して加熱した（塩浸漬）。加熱前後の試料外観の例を図 4.1.6-6 に示す。加熱にはアルミナ製炉心管の水平管状炉を用い、加熱雰囲気は Ar 気流（酸素分圧約 1×10-5 atm）又は空気流 150ml/分とした。室温から 10℃/分で昇温し、目標温度で所定時間等温保持した後、約 20℃/分で 600℃強まで降温しその後炉冷した（100℃まで 3 時間程度）。試験条件の一覧を表 4.1.6-2 に示す通り、粉末混合系では反応が早く進行すると予想されたため保持時間を 2 時間、焼結体の塩浸漬加熱では、反応層の焼結体内部への深さを調べるため 12 又は 20 時間とした。
（2）試験結果及び考察
粉末混合系の加熱後試料の X 線回折プロファイルと生成物同定結果を図 4.1.6-7(a)、表 4.1.6-3にそれぞれ示す。塩成分の内、NaCl は加熱保持温度が高くなるに従い蒸発により減少し、
1002℃保持で消失した。これは表中に示した塩重量減少率の傾向と合致する。Mg 塩は塩化物、硫酸塩ともに 815℃以上では熱分解して生じた MgO のみが確認された。CaSO4 は 913℃までは残存したが 1002℃以上では熱分解で生じると推測される CaO は見られず、替わりに、913℃
及び 1002℃で加熱した(U0.4Zr0.6)O2 試料には、Ca-U-O 系のウラン酸塩の回折ピークが確認された。この回折ピークは CaUO4、Ca2U2O7、Ca2U3O10 のいずれにも該当するため化学形は同定できていない。なお、1100℃以上で加熱した試料中にウラン酸塩が見られなかったのは、昇温過程で生じたウラン酸塩が還元され熱分解したためと推測される。
塩の熱分解時には、MgCl2·6H2O→Mg(OH)Cl→MgO へと変化する過程で HCl ガスが、またMg と Ca の硫酸塩の分解時には SOx ガスがそれぞれ発生する他、蒸発した NaCl と水蒸気の反応によっても HCl ガスが発生する。SOx ガスは酸化力を持つことから、不活性雰囲気化でも上記のような U(V)あるいは U(VI)の価数を持つウラン酸塩が一時的に生じた他、立方晶であった(U0.4Zr0.6)O2 は酸化に伴う相変態により 815-1100℃加熱後には斜方晶であった。1198 及び1395℃加熱後には斜方晶か複数の立方晶か同定できていない。(U0.15Zr0.85)O2 ではウラン酸塩の生成は見られなかったが、1002 及び 1198℃加熱後には酸化により正方晶が斜方晶へと変化していた。
次に模擬デブリ焼結体の塩浸漬加熱の結果について述べる。まず、加熱後の焼結体表面の塩- 58 -

JAEA-Review 2013-066

残渣に関しては、Ar 気流中で加熱した(U0.4Zr0.6)O2 焼結体表面の観察像を図 4.1.6-8 に示すよ
うに、815℃加熱後には表面が溶融・固化した NaCl の層に覆われている他、Mg 塩の熱分解で生じた MgO の結晶成長が見られた。一方、1198℃加熱後には NaCl は消失しており、MgO 結
晶 と 焼 結 体 露 出 面 が 見 ら れ た 。 EDX に よ り 露 出 面 の 元 素 分 析 を 行 っ た 結 果 、
Mg/Ca/U/Zr=13/19/28/40 at%であり、焼結体表面に Mg と Ca が固溶していることが示唆された。
塩浸漬加熱後試料の X 線回折プロファイルを図 4.1.6-7(b)に、生成物同定結果を表 4.1.6-4 にそれぞれ示す。空気中 1002℃で 12 時間加熱した焼結体表面は、(U0.4Zr0.6)O2、(U0.15Zr0.85)O2
ともにウラン酸塩に特徴的な橙色を示した。反応後の(U0.4Zr0.6)O2 焼結体の切断面観察像を図4.1.6-9 に示すように、焼結体表面と MgO 堆積層の間に厚さ 50μm 程度の緻密なウラン酸塩層が生成していることを確認した。模擬デブリの相は、(U0.4Zr0.6)O2 が酸化に伴い U3O8 と斜方晶
及び単斜晶 U-Zr-O に変化し、体積膨張に伴うクラックが焼結体内部まで進展していた。
(U0.15Zr0.85)O2 上に生じたウラン酸塩層の EDX 分析の結果、組成は Ca/Na/U = 20-25/30-25/50
at%である。XRD プロファイルからは Na2UO4 又は Na2U2O7 型の結晶構造を持つことが示唆された。
一方、Ar 気流中で加熱した際にはウラン酸塩は見られず、替わりに焼結体表層に Ca と微量の Mg が拡散固溶していることが確認された。1198℃で 12 時間加熱した(U0.4Zr0.6)O2 試料の断面観察像を図 4.1.6-10 に示す。反応の深さは 12 時間でわずかに 5μm 程度であり、内部深くへの侵入は見られなかった。EDX による反応層中の元素分析の結果は、Ca/Mg/U/Zr =48-49/2-1/25/25 at%である。
なお、
正方晶(U0.15Zr0.85)O2 への Ca 固溶の形跡は見られなかった。
ウラン酸塩層は見られなかったものの、昇温過程で SOx による酸化で一時的に表面にウラン酸塩が生成し、高温保持中に還元・分解した痕跡が確認された。図 4.1.6-11 は、Ar 気流中 1002℃
で 12 時間加熱した(U0.15Zr0.85)O2 焼結体の外周部の断面写真であるが、MgO 堆積層中にU-Ca-O 系の微細な破片が多数観察された。X 線回折により立方晶が確認されており、ウラン酸塩が還元されて生じた(Ca,U)O2+x と考えられる。UO2 に Ca や Mg が固溶して格子定数が減少することが知られており 4) 5)、本試験の予備試験として行った海水塩と UO2 による高温反応
試験 6)でも確認されている。このような燃料物質を含んだ微細粒子の生成は、デブリ取出し方法の検討の際に考慮に入れておく必要がある。
4.1.6.4

燃料と B4C 制御棒の模擬溶融固化物の性状評価（1）概要及び試験方法
溶融した炉心燃料は、集合体間に挿入された制御棒を巻き込みつつ炉心下部へ移動したと想定され、圧力容器下部に堆積したデブリの主要構成物は、燃料集合体の UO2 と Zr、制御棒のB4C とステンレス鋼と考えられる。これらの物質が溶融・混合し、冷却されて固化した際に生じる化合物相とそれらの分散状態を予測するため、模擬溶融固化物を調製して観察・分析を行った 7)。さらに、生成した代表的な相の特性データとして、マイクロビッカース硬度計により硬さを測定した 7)。
B4C 粉末、SUS316L 粉末（いずれも市販品）、Zr 粉末（4.6.2 で述べた Zr の水素化物粉末を- 59 -

JAEA-Review 2013-066

Ar 気流中で加熱して金属 Zr 粉末としたもの）、ZrO2 粉末、(U0.5Zr0.5)O2 模擬デブリ粉末を所定の組合せと組成で混合し、直径 10mm のペレット状に成型した物を、減圧 Ar 雰囲気下でアーク溶解した。30〜60 秒程度溶融状態保持、冷却固化、試料反転を 4〜6 回繰り返し、試料全体に渡って反応が均質に進むよう留意した。なお、水冷の銅製ハース上でアーク溶解しているため、溶融状態から赤熱が見られなくなるまでの冷却は 1 分程度であり、降温条件は急冷に近い。
得られたボタン状の溶融固化物をマイクロカッターで切断し、切断面を研磨後に X 線回折測定、光学顕微鏡による観察、SEM/EDX による観察と元素分析を行った。
（2）試験結果及び考察
各試料の混合組成と X 線回折で同定できた相、及び EDX による組成分析結果の一覧を表
4.1.6-5 に示す。また、断面観察の例として、B4C/SUS/Zr 及び B4C/SUS/Zr/(U0.5Zr0.5)O2 試料の観察像を図 4.1.6-12、4.1.6-13 にそれぞれ示す。酸化物が無い系では一様な合金状試料が得られ、酸化物がある系では合金相と酸化物セラミック相はミクロには分散しているものの、マクロには大きく分離し、混じり合いにくい傾向を示した。
溶融固化物中のホウ素の化学形は、金属 Zr が無い系では微量の Ni を含んだ(Fe,Cr)2B 及び(Fe,Cr)B で表されるホウ化物として合金相中に分散していた。
一方、
金属 Zr がある系では ZrB2で表されるホウ化物が、観察像上で針状あるいは棒状に合金相中に分散析出していた。炭素は各種合金相及び上記ホウ化物中に少量ずつ含まれている他、金属 Zr が豊富に含まれる
B4C/SUS/Zr 系試料では ZrC の微細粒子が合金相中に析出していた。B4C/SUS/Zr/(U0.5Zr0.5)O2系では、酸化物中の U が合金相に溶出し、種々の組成の Fe-Cr-Ni-Zr-U 合金が生成していた。
その結果、酸化物相中の U 含有率が減少し、平均で(U0.46Zr0.54)O2 で表される組成へと変化した。なお、合金相と酸化物セラミック相の境界付近では、Zr 濃度が極端に低くほとんど UO2に近い組成の酸化物相が確認された。
上記溶融固化物中の代表的な各相と、焼結法で調製した模擬デブリのビッカース硬さ Hv の測定値概略を表 4.1.6-6 に示す。また、圧痕の例として、溶融固化試料中の(U0.46Zr0.54)O2 及びZrB2 の観察像を図 4.1.6-14 に示す。測定時には、なるべく気孔の少ない領域を選び、荷重は硬さに応じて 0.98〜9.8N の範囲で調整し、荷重保持時間は 10 秒間とした。
焼結法で調製した模擬デブリのビッカース硬さは、組成により若干異なり、最も相対密度の高い(U0.5Zr0.5)O2 が 700〜1000 程度の低硬度を示したが、系統だった傾向は得られていない。
この試料を用いた溶融固化物中の(U0.46Zr0.54)O2 の硬度は 1150〜1200 へと増しており、溶融を経たことで結晶粒径の変化等が影響していると推測される。現状では、取出し工具検討において、酸化物デブリのビッカース硬さの上限値として 1200〜1300 程度を考慮しておけば良いと考える。
合 金 相 の ビ ッ カ ー ス 硬 さ は 400 〜 900 程 度 と 幅 広 い が 、 こ れ ら の 中 で も 高 硬 度 の
Fe-Cr-Ni-32Zr は(Fe,Cr,Ni)2Zr で表される Fe2Zr 型金属間化合物であり、いわゆる Laves 相と呼ばれる。Laves 相の一般的特徴として高硬度・高融点が挙げられ、Fe2Zr のビッカース硬度の文献値 8)は約 900 である。生成相中で顕著に高硬度を示したのがホウ化物の(Fe,Cr)2B（1400〜1650）及び ZrB2（1600〜1950）であり、これらが分散析出していることで難削性が予想さ- 60 -

JAEA-Review 2013-066

れる。
なお、平成 24 年度にはアーク溶解による急冷条件下のみで試料を調製したが、平成 25 年度には酸素分圧を制御した条件下で焼鈍試験を行い、焼鈍あるいは降温速度による生成相への影
響と、酸化による相・組織変化を試験する予定である。
4.1.6.5

微細デブリの水中分散・凝集挙動に関する基礎検討試験（1）概要及び試験方法
デブリが水中に長期間浸漬した際に U 系コロイド（ゲル）や細粒が生成することの可否を検討するため、金属 U 及び UO2 粉末をそれぞれイオン交換水、NaCl 水溶液（海水由来）、過酸
化水素水（放射線分解で生成）、ホウ酸水（制御棒由来及び臨界防止のため添加）に浸漬し、金属 U の腐食や、UO2 粉末と各媒質の化学反応を調べた。
表面の酸化皮膜を硝酸で取り除いて洗浄した U 金属塊(約 1g)を、上記各媒質 30ml とともにバイアル瓶に入れ、50℃で 1 か月間静置した。金属 U の重量変化を測定するとともに、媒質を撹拌して腐食生成物の沈降挙動を観察した。
また、腐食生成物を粉末 X 線回折測定で同定した。
一方、褐色の蛍石型 UO2 粉末（0.1g）と各媒質 30ml をバイアル瓶に入れ、同様に 50℃に保持して 1 か月間静置し、外観及び撹拌後の沈降挙動を観察するとともに固体成分の X 線回折測定を行った。
（2）試験結果及び考察
各水溶液中に浸漬した金属 U 塊の腐食試験結果を表 4.1.6-7 に、腐食生成物の X 線回折プロ
ファイルを図 4.1.6-15 に示す。また、各水溶液中に浸漬した UO2 粉末の反応試験結果を表
4.1.6-8 に、生成物の X 線回折プロファイルを図 4.1.6-15 に示す。
金属 U の腐食により、いずれの媒質の場合でも黄色の過酸化ウラン酸水和物の沈殿か黒色のUO2 粉末が得られたが、腐食反応速度に相違があり、過酸化水素水中での腐食量が最も多かった。この黄色沈殿物は静置状態では沈降するが微細粒であり、撹拌により分散しやすい。また、
黒色の UO2 粉末は、媒質に十分な酸素量がなく充分に酸化しなかったために生成したと考えられる。一方、褐色の蛍石型 UO2 粉末は、過酸化水素等の存在により黄色沈殿物の過酸化ウラン
酸水和物になるほか、ホウ酸水溶液中でも、超格子を持った蛍石型構造に結晶構造が変化した。
過酸化水素水中で UO2 から生成した黄色沈殿物を撹拌した外観写真を図 4.1.6-16 に示す。
今回の試験では媒質中溶存酸素濃度の制御を行っていないため、溶存酸素の影響は定量化できないが、実際の冷却水も脱溶存酸素処理を実施していないため、デブリは本試験と同様な経時変化を示す可能性がある。すなわち、本試験により冷却水と燃料デブリの化学反応が無視できないことが示唆された。
平成 25 年度には、本試験で得られた冷却水と燃料デブリの模擬反応生成物である、UO2 顆
粒または過酸化ウラン酸水和物について、加熱した際のホウ素含有率や含水率の変化を明らかにする予定である。また、UO2 顆粒や過酸化ウラン酸水和物の化学的挙動を解明する予定であるが、過酸化ウラン酸水和物以外の U 化合物分散系コロイドが生成する可能性もあるため、新規な U 化合物分散系コロイドの生成についても引き続き検討する必要がある。

- 61 -

JAEA-Review 2013-066

本結果は、微細なデブリの取り出し方法検討に資する他、循環水経路変更や燃料デブリ取り出しにより、周囲の化学的環境が変化する際のデブリ粉末（ゲル）の再臨界評価にも寄与できる。
4.1.6.6

結言

1F に特有な事故条件のデブリに与える影響の検討のため、海水塩と(U,Zr)O2 模擬デブリの高温反応試験、B4C 制御棒と模擬デブリの模擬溶融固化物の調製試験を行い以下の知見を得た。
析出した海水塩のうち、主成分の NaCl は高温で徐々に揮発し、残渣成分として結晶成長した MgO がデブリ表面に残り、取出し時に付随する可能性がある。塩成分中 Ca が最も酸化物デブリと反応性が高く、高酸素分圧下ではデブリ表面にウラン酸塩層を形成し、低酸素分圧下ではデブリのごく表層に固溶する可能性がある。ウラン酸塩が長期間水中に浸漬した際にウランが溶出する可能性があるため、今後浸出試験を行って確認する。
Ar 雰囲気下で作製した B4C 制御棒と模擬デブリの模擬溶融固化物には、高硬度の(Fe,Cr)2B
や ZrB2 等のホウ化物が合金相中に分散析出しており、難削性を示すことが予想される。酸化物
中の U の一部は Zr による溶解・還元のため合金相に溶出し、SUS 成分及び Zr と種々の組成の合金を形成する。今後、高酸素分圧下での焼鈍試験を行い、酸化形態及びホウ化物分散状態の変化を調べる予定である。
微細なデブリの水中分散・凝集挙動の検討のための基礎試験として、金属 U 及び UO2 の種々の水溶液への浸漬試験を行った結果、微細な過酸化ウラン酸水和物が生じてコロイド状に分散しうることを確認した。今後赤外分光やゼータ電位測定等により、水和状態や凝集性に関して定量的なデータを取得予定である。

参考文献
1） I. Cohen, B.E. Schaner, J. Nucl. Mater. 9 (1963) pp.18-52.
2） S.K. Sali, N.K. Kulkarni et al., J. Solid State Chem. 181 (2008) pp.1859-1866.
3） M. Takano, T. Nishi, J. Nucl. Mater. 443 (2013) pp.32-39.
4） Y. Yamashita, T. Fujino, J. Nucl. Mater. 136 (1985) pp.117-123.
5） T. Fujino, S. Nakama et al., J. Nucl. Mater. 246 (1997) pp.150-157.
6） M. Takano, T. Nishi et al., “High temperature reaction between UO2 and sea salt deposit”,
5th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2012), Cologne,
Germany, Mar.21-23, 2012, paper No.7.2.
7） 高野公秀, 西剛史, 燃料と B4C 制御棒の模擬溶融固化物の性状評価, 日本原子力学会 2013 年
秋の大会予稿集, 2013 年 9 月, 八戸工業大学, L34.
8） A.V. Keitz, G. Sauthoff, Intermetallics 10 (2002) pp.497-510.

- 62 -

JAEA-Review 2013-066

表 4.1.6-1
組成式(U0.5Zr0.5)O2(U0.4Zr0.6)O2

焼結法で調製した(U,Zr)O2 模擬デブリの分析結果
相及び格子定数 (nm)U/(U+Zr)

混合物*1

焼結体密

理論密度

度(g/cm3)

8.74

8.50-8.54

立方晶 a=0.5330

0.5-0.62(主)(≥97%TD)

正方晶, 単斜晶

0.10-0.15

7.92-7.95

立方晶 a=0.5282

0.44-0.54(主)

8.27

分布

(≤96%TD)(U0.15Zr0.85)O2

6.91

0.3, 0.15

6.47-6.49

正方晶*2 a=0.3646, c=0.5245 0.13-0.18(主)(≤94%TD)

単斜晶

0.3*1 立方晶 UO2 と単斜晶 ZrO2 の混合物としての理論密度*2 格子定数は P42/nmc として解析。面心正方晶へ換算すると a=0.5156, c=0.5245 nm。

表 4.1.6-2
模擬デブリ(U0.4Zr0.6)O2(U0.15Zr0.85)O2

表 4.1.6-3(U,Zr)O2 模擬デブリと海水塩の高温反応試験条件一覧

試料系

加熱温度（℃）と保持時間 Ar 気流中

空気中

815

913

1002

1100

1198

1395

1002

粉末混合

2h

2h

2h

2h

2h

2h

-

焼結体-塩

20h

-

12h

-

12h

-

12h

粉末混合

-

-

2h

-

2h

-

-

焼結体-塩

-

-

12h

-

-

-

12h

(U,Zr)O2 模擬デブリと海水塩粉末混合物の加熱後の生成物（Ar 気流中 2 時間）
加熱温度

X 線回折により同定された相

塩重量

（℃）

模擬デブリ相*1

その他の相減少率(wt%)(U0.4Zr0.6)O2815

ONaCl,MgO,CaSO4

23.5

立方晶

913

O

NaCl,MgO,CaSO4,

50.8

模擬デブリ

Ca ウラン酸塩
1002

O

MgO,Ca ウラン酸塩

92.2

1100

O 又は C 2 相

MgO

92.5

1198

O 又は C 2 相

MgO

92.0

1395

O 又は C 2 相

MgO

91.6

(U0.15Zr0.85)O2

1002

O+M

MgO

91.9

正方晶+単斜晶

1198

O+M

MgO

91.2

*1 O：斜方晶、C：立方晶、M：単斜晶- 63 -

JAEA-Review 2013-066

表 4.1.6-4(U,Zr)O2 模擬デブリ焼結体の塩浸漬加熱後の生成物

加熱温度*1雰 囲

X 線回折により同定された相（℃）

気

模擬デブリ相*2

その他の相(U0.4Zr0.6)O2

815

Ar

C 2 相+M

NaCl,MgO

立方晶

1002

Ar

C 2 相+M

MgO,(Ca,U)O2+x

1198

Ar

C 2 相+M

MgO,(Ca,U)O2+x

1002

空気

O+M+U3O8

NaCl,MgO,Ca(+Na)ウラン酸

模擬デブリ

塩
(U0.15Zr0.85)O2

1002

Ar

T+M

NaCl.MgO,(Ca,U)O2+x

正方晶+単斜晶

1002

空気

O+M

NaCl,MgO,Ca(+Na)ウラン酸塩*1

保持時間は 815℃のみ 20 時間、他は 12 時間*2 C：立方晶、O：斜方晶、M：単斜晶、T：正方晶

表 4.1.6-5

燃料と B4C 制御棒の模擬溶融固化物の混合組成と分析結果

混合組成 (wt%)

XRD 定性分析結果

EDX 元素分析結果*1

Fe2B 型正方晶,(Fe,Cr)2B, (Fe,Cr)B,

SUS 型立方晶他

53Fe-3Cr-44Ni,75Fe-17Cr-8Ni

B4C SUS Zr ZrO2 (U,Zr)O2
10
5
5

90
45
45

50
20

30

-

ZrB2 六方晶,ZrC,Fe2Zr ZrB2, ZrC,
型立方晶及び六方晶

48Fe-10Cr-9Ni-32Zr

ZrB2,ZrO2 単斜晶他

ZrB2, 51Fe-2Cr-7Ni-40Zr,
11Fe-23Ni-66Zr

5

45

10

-

40

ZrB2,(U,Zr)O2 立方晶,
Fe2Zr 型立方晶他*1 合金組成の数値は at%- 64 -

ZrB2, (Fe,Cr)2B, (U,Zr)O2,
80Fe-10Cr-10Ni,
58Fe-13Cr-13Ni-7Zr-8U,
51Fe-6Cr-14Ni-22Zr-7U,
63Fe-3Cr-16Ni-5Zr-13U,
39Fe-35Ni-12Zr-14U

JAEA-Review 2013-066

表 4.1.6-6

各試料・相のマイクロビッカース硬度の測定値概略

調製手法

試 料

相

硬度 Hv

焼結

(U0.5Zr0.5)O2

立方晶+正方晶+単斜晶

700〜1000(U0.4Zr0.6)O2

立方晶

1150〜1280(U0.15Zr0.85)O2

正方晶+単斜晶

1100〜1200

アーク

B4C/SUS/Zr/(U0.46Zr0.54)O2 立方晶

1150〜1200

溶解(U0.5Zr0.5)O2

Fe-Cr-Ni-Zr-U 合金 4 相

430〜600

B4C/SUS/Zr/ZrO2

ZrO2+微細合金粒

750〜800(Fe-Cr-Ni-40Zr)+(Fe-Ni-66Zr)

500〜700

B4C/SUS/Zr

Fe-Cr-Ni-32Zr

800〜900

B4C/SUS/Zr 他

ZrB2

1600〜1950

B4C/SUS(Fe,Cr)2B

1400〜1650

表 4.1.6-7
媒 質

各水溶液中に浸漬した金属 U 塊の腐食試験結果

イオン交換水33.8wt%10wt%

1.64wt%

NaCl 水溶液

過酸化水素水ホウ酸水

金属 U 重量減少

2.8mg

15.0mg418.6mg

12.6mg

腐食生成物外観

黒色粉末と

黒色粉末

黒色粉末と

黒色粉末

黄色沈殿物

（顆粒）

黄色沈殿物

（顆粒）

数分で沈殿

数秒で沈殿

数分で沈殿

数秒で沈殿

水溶液 pH 変化

7→7

7→7

7→6～7

4～5→4～5

X 線回折による

単斜晶 UO4·4H2O

蛍石型 UO2

単斜晶 UO4·4H2O

蛍石型 UO2

同定結果（黄色沈殿物）（結晶性低い）（黄色沈殿物）（結晶性低い）撹拌後の沈殿状況

表 4.1.6-8
媒 質

各水溶液中に浸漬した UO2 粉末の反応試験結果
33.8wt%10wt%

1.64wt%

NaCl 水溶液

過酸化水素水

ホウ酸水溶液

褐色粉末

褐色粉末

黄色沈殿物

褐色粉末

（変化なし）（変化なし）に変化（変化なし？）

数秒で沈殿

数秒で沈殿

数分で沈殿

数秒で沈殿。

水溶液 pH 変化

7→7

7→7

7→6～7

4～5→4～5

粉末 X 線回折測定

蛍石型 UO2

未測定

単斜晶 UO4•4H2O

蛍石型 UO2(黄色沈殿物)(超格子構造)UO2 粉末外観
撹拌後のイオン交換水沈殿状況の結果- 65 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.6-1

焼結法により調製した(U,Zr)O2 模擬デブリの外観（左：成型体、右：焼結後）

図 4.1.6-2(U,Zr)O2 模擬デブリの X 線回折プロファイル（Cu-Kα線）- 66 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.6-3

UO2-ZrO2 疑二元系状態図の例 1)と(U,Zr)O2 模擬デブリ調製条件の関係
母相0.12-0.18

母相0.5-0.6
0.3
0.1-0.15

10µm

10µm

(a) (U0.5Zr0.5)O2
図 4.1.6-4(b) (U0.15Zr0.85)O2
模擬デブリ焼結体断面の 2 次電子像

（写真中の数値は U/(Zr+U) 原子比、明るい方が U 含有率が高い）- 67 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.6-5(U0.4Zr0.6)O2 及び(U0.15Zr0.85)O2 焼結体の空気中加熱後の XRD プロファイル（1002℃、

3 時間）(a) 粉末混合(b) ペレットの塩浸漬
塩粉末充填
模擬デブリ
ペレット

図 4.1.6-6

模擬デブリと海水塩の加熱方法と加熱前後の外観例- 68 -

JAEA-Review 2013-066(a) 粉末混合系（Ar 中）
図 4.1.6-7(b) 焼結体の塩浸漬(U0.4Zr0.6)O2 模擬デブリと海水塩の加熱後の X 線回折プロファイル

MgO 結晶MgO 結晶溶融固化 NaCl

露出面

20µm
(a) Ar 中 815℃-20 時間
図 4.1.6-8(b) Ar 中 1198℃-12 時間(U0.4Zr0.6)O2 焼結体の塩浸漬加熱後の表面観察像（同一倍率）- 69 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.6-9(U0.4Zr0.6)O2 焼結体の塩浸漬加熱後の断面観察像（空気中 1002℃-12 時間）

図 4.1.6-10(U0.4Zr0.6)O2 焼結体の塩浸漬加熱後の断面観察像（Ar 中 1198℃-12 時間）

図 4.1.6-11(U0.15Zr0.85)O2 焼結体の塩浸漬加熱後の断面観察像（Ar 中 1002℃-12 時間）- 70 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.6--12 B4C/SUS/Zr 溶融固化物の断面観察像

図 4.1.6-13 B4C/SUS/Zr/(U0.5Zr0.5)O2 溶融固化物の断面観察像

合金

ZrB2
合金

40µm
(a) (U0.46Zr0.54)O2
図 4.1.6-14(b) ZrB2

溶融固化試料中のマイクロビッカースによる圧痕観察像の例（同一倍率）- 71 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.1.6-15

図 4.1.6-16

金属 U 又は UO2 の浸漬試験後の生成物 XRD プロファイル

10wt%-過酸化水素水と UO2 の反応で生じた黄色生成物の外観写真（撹拌 10 分後の状態）- 72 -

JAEA-Review 2013-066

4.2

TMI-2 デブリとの比較

4.2.1 TMI-2 デブリを用いた試験施設の検討
4.2.1.1

緒言（1）背景および目的
1979 年に起きた TMI-2 事故でも燃料溶融事象によりデブリが生成している。TMI-2 は炉型式、事故進展プロセス等 1F 事故とは異なるものの、実際に炉内で生成したデブリという意味
では、この TMI-2 デブリの性状を把握することは 1F デブリの性状を考えるうえで大きな助けになるものと考えられる。2016 年以降の格納容器内、圧力容器内から実際のデブリがサンプリングされる迄の間は、ウラン、ジルコニウム等により模擬のデブリにより、その性状を把握することと並んで TMI-2 デブリの性状を把握し、これと模擬デブリを比較することも予定している。TMI-2 デブリのサンプルは JAEA の原科研で保管されているものを使用する。これは、TMI-2 事故後に圧力容器下部ヘッドの損傷状況解明と圧力容器破損までの裕度を明らかにすることを目的として実施された国際協力である TMI-VIP 計画に当時日本原子力研究所として参加し、米国から日本に輸送して分析等を行ったものの残試料である。
（2）平成 24 年度の実施内容
TMI-2 デブリを用いた物性評価を 2014 年度より開始するため、実施可能性のある JAEA 施設に関して現状で対応可能な試験項目やサンプル輸送必要性、ロードマップとの整合性を勘案し、試験施設を特定した。
（3）TMI-2 デブリを用いた試験の目的
1F デブリのサンプリングに先立ち、炉内燃料・構造物のデータ、事故進展解析等の情報をもとにウラン、ジルコニウムを主成分とする模擬デブリを作製し実際の 1F デブリの性状を推定
しデブリ取り出し装置の設計・製作あるいは工事計画に反映させることとしているが、事故時の冷却履歴等、模擬の困難な因子をカバーするため、実際にサンプリングしたデブリにより模擬の妥当性を確認する。TMI-2 デブリについては実デブリの評価に先立ちそれを行い、1F 実デブリと模擬デブリとの関係付けを行うとともに具体的な 1F デブリのサンプリング作業方法の検討に反映させる。また 1F 実デブリサンプルを用いた性状把握の方法について、具体的手法を確立しておくことも重要な目的となる。
現在原科研に保管中の TMI-2 デブリを用いた試験の目的は以下のように整理される。
① 原子炉内からのデブリ取出し設備の設計に必要な物性(ⅰ)機械的物性：硬度、弾性率、破壊靱性、圧縮強度(ⅱ)基礎物性(１)：形状、粒径、密度② 取出し後の安全な保管や輸送のために必要な物性(ⅲ)基礎物性(２)：組成、相状態、発熱量、核物質量③ 取出したデブリ組成等の把握のために必要な分析技術(ⅳ)破壊分析のための溶解技術：アルカリ溶融、オートクレープ溶解④ 処置の方法を検討するために必要な物性- 73 -

JAEA-Review 2013-066(ⅴ)基礎物性(３)：溶解特性
なお、処分のために必要なデータの整備については、今後検討が必要である。
4.2.1.2

今後実施する TMI-2 サンプルを用いた試験（1）実施の可能性のある JAEA 施設
上述の目的を踏まえると実施可能性を有する JAEA の施設は燃料試験施設（原科研）、燃料
サイクル安全工学研究施設（以下、「NUCEF」）(原科研)、高レベル放射性物質研究施設（以下、「CPF」）（サイクル研）、照射燃料集合体試験施設（以下、「FMF」）/照射燃料試験施設（以下、「AGF」）/照射材料試験施設（以下、「MMF」）（大洗研）が候補として挙げられる。各施設の特徴を表 4.2.1-1 に示す。
表 4.2.1-1

各施設の特徴対応可能な項目*

輸送の要否

燃料試験施設（原科研）(ⅰ)(ⅱ)(ⅲ)

輸送不要

NUCEF（原科研）(ⅱ)(ⅲ)(ⅳ)

構内輸送要

CPF（核サ研）(ⅱ)(ⅲ)(ⅳ)

構外輸送要

FMF/AGF/MMF（大洗研）(ⅰ)(ⅱ)(ⅲ)

構外輸送要

施設

＊前頁の(ⅰ)～(ⅴ)に対応
構外輸送に関し、輸送容器は B 型が必要となることが予想される。この B 型輸送容器について、米国から日本への輸送に使用した輸送容器 NR-10F は、現在輸送物の対象からはずしてあることから、現状デブリの輸送に関し許認可を取得している容器は無い。なお、これらを踏まえると、輸送に当たっては新規輸送容器を設計するか、既存の輸送容器についてデブリを運べるようライセンスを得ることが必要になる。JAEA の経験上、前者には 10 年程度、後者でも 3年程度またはそれ以上を要するものと推定される。
より短期間に輸送手段を確保する方法として、NR-10F に関しデブリを再度輸送対象とするライセンスを取得することで、許認可における安全解析等を簡略化する可能性を検討したが、当該容器の許認可対応等を実施したメーカが現在対応できないことから、詳細な検討が必要になった場合に困難が発生するため、この方法は利用不可と判断した。従って、構外輸送を最短で準備するとしても、既存の B 型輸送容器についてデブリの輸送のためのライセンスを取得するための 3 年程度またはそれ以上の期間を要すると考えられる。
一方、構内輸送については特段の問題はないものと判断している。
（2）ロードマップとの整合性
ロードマップでは 2016 年頃格納容器からのサンプリング開始、2020 年頃圧力容器からのサンプリング開始とされており、これらとの整合を考慮すると TMI-2 サンプルの評価は図 4.2.1-1のようなスケジュールとなる。

- 74 -

JAEA-Review 2013-066

2013

2014

2015

2016

2017

2018

2019

格納容器内の本格調査の開始

ロードマップ（抜粋）

2020

2021

デブリ取出しの開始（この間デブリサンプリング）
燃料デブリ特性把握<全体工程＞
模擬デブリ特性把握
TMI-2デブリとの比較
実デブリの性状分析
１Fの実デブリサンプリング開始以降、そのサンプルを用いた分析・試験に移行する。
（これが遅れる場合、模擬デブリ作製・試験等による実デブリ特性推定の更新を継続する。）<詳細工程＞（ⅰ）機械物性（硬度、弾性率、破壊靱性、圧縮強度）（ⅱ）基礎物性（１）（形状、粒径、密度）（ⅲ）基礎物性（２）（組成、相状態、発熱量、核物質量）（ⅳ）破壊分析（分析技術）（ⅴ）基礎物性（３）（処理：溶解性、処分：未定）

U模擬デブリ
TMI-2デブリ
実デブリ
U模擬デブリ
TMI-2デブリ
実デブリ
U模擬デブリ
TMI-2デブリ
実デブリ
U模擬デブリ
TMI-2デブリ
実デブリ
U模擬デブリ
TMI-2デブリ
実デブリ

図 4.2.1-1

TMI-2 サンプルの評価スケジュール（3）試験を行う施設
TMI-2 サンプルの評価試験は国の定めるロードマップと整合のとられた形で進める必要がある。TMI-2 サンプルを現在保管中の燃料試験施設（原科研）から CPF（サイクル研）あるいは
FMF/AGF/MMF（大洗研）に輸送する場合には構外輸送の扱いとなり、新たに輸送容器の設計
承認/容器承認取得等の許認可手続きに数年オーダーでの期間を要することが見込まれることから、ロードマップとの整合は難しい。したがって物性測定を燃料試験施設（原科研）で、また溶解性等化学的な評価試験を NUCEF(原科研)でそれぞれ行うことで唯一ロードマップとの整合を図ることができる可能性がある。また、この場合サイクル研、大洗研で試験を行う場合に比べコスト的にも有利である。
4.2.1.3

結言

TMI-2 サンプルの試験施設として燃料試験施設で物性評価試験を、また NUCEF で化学的な評価試験を行うこととする。2014 年から具体的な評価作業が開始できるよう関係 Gr 及び各試験施設で協議しつつ実施計画書を作成することとする。

- 75 -

JAEA-Review 2013-066

4.3

実デブリ特性の推定

4.3.1
4.3.1.1

実デブリに関する推定特性リスト（暫定版）の作成
緒言（1）背景及び目的
2-③-1 模擬デブリを用いた特性の把握における成果の集大成として、各々の試験・検討の結果から、あるいは既存の文献値等から引用できる値から考えられる実デブリの特性を推定し、リストとしてまとめる。
本件は、当該プロジェクトの成果を適切にとりまとめることにより、他プロジェクトの進捗に資することを目的とする。
（2）平成 24 年度の実施内容
平成 24 年度は、以下の項目を実施した。
実デブリ特性リスト（暫定版）の作成
4.3.1.2

実デブリ特性リスト（暫定版）の作成

4.1.1 にて示された炉内状況推定の結果より 1~3 号機について、炉内状況の概略図（図4.3.1-1：1 号機、図 4.3.1-2：2 号機、図 4.3.1-3：3 号機）を作成した。同じく、各部位のデブリの成分及び総量についても、概略を表（表 4.3.1-1：1 号機、表 4.3.1-2：2 号機、表 4.3.1-3：3 号機）にまとめた。これらに表されている材質／相について、既存の文献や今年度の結果を踏まえて、表 4.3.1-4 の実デブリ特性リストに 4.1.2 で重要とされる物性値を取りまとめた。
また、表 4.3.1-4 のエビデンスとなる引用データ等は図 4.3.1-4 のようにデータシートとしてまとめることとした。
4.3.1.3

結言各々の試験・検討の結果から、あるいは既存の文献値等から引用できる値から考えられる実
デブリの特性を推定しまとめた。なお、これらは、現時点での暫定版であり、今後の研究開発の進捗等により適宜見直される必要がある。

- 76 -

JAEA-Review 2013-066

表 4.3.1-1

1F1 号機において推定されるデブリ（例）表 4.3.1-2

1F2 号機において推定されるデブリ（例）- 77 -

JAEA-Review 2013-066

表 4.3.1-3

1F3 号機において推定されるデブリ（例）表 4.3.1-4

実デブリ特性リスト（例）- 78 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.3.1-1

1F 1 号機の事故後の状態（例）（番号は表（番号は 4.3.1-1 を参照）

- 79 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.3.1-2

1F 2 号機の事故後の状態（例）（番号は表（番号は 4.3.1-2 を参照）

- 80 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.3.1-3

1F 3 号機の事故後の状態（例）（番号は表（番号は 4.3.1-3 を参照）

- 81 -

JAEA-Review 2013-066

図 4.3.1-4

データシート（例）（(U,Zr)O（
Cubic, Vickers Hardness の例）
2-Cubic,- 82 -

JAEA-Review 2013-066

5. 平成 24 年度の個別成果②「（2-③-3）デブリ処置技術の開発」
5.1

処置シナリオの検討

5.1.1

シナリオ検討に向けた技術的要件の整理

5.1.1.1

緒言（1）背景及び目的
燃料デブリ取出し後の処置（処理・処分方法）についてはステップ 2 完了後 20～25 年後（2031～2036）年頃に決定することとされており、その決定に至るプロセスは議論されていない。
従って、燃料デブリ取出し開始時（2022 年頃）までには、デブリの処置の選択・決定に係る一定の議論が必要になるものと想定し、それまでに各シナリオの比較評価に用いる情報や比較評価の進め方を決める必要がある。
本検討では、想定される各種シナリオについてフィージビリティスタディを行い、今後のシナリオ比較評価の議論に備えることを目的とする。
（2）平成 24 年度の実施内容
本検討では、シナリオの選択肢を選出し、各選択肢の得失を整理する。さらに評価項目の選出を行うと共に、選出した選択肢の技術課題を抽出、整理する。これら整理結果を取りまとめ、
次年度以降の検討の基礎とする。具体的には以下の項目について取りまとめる。
1）燃料デブリ取出しから最終処分に至るシナリオ案の策定①

シナリオを構成する工程の選出②

各工程における選択肢の選出③

各工程における選択肢の得失整理

2）評価項目の選出
3）技術課題の抽出・整理
5.1.1.2

燃料デブリ取出しから最終処分に至るシナリオ案の策定（1）シナリオを構成する工程の選出
デブリ取出しから処分に至るシナリオ（全体工程）について、想定される複数の方式に基づく全体工程案を図 5.1.1-1 に示す。
図 5.1.1-1 では、デブリ取出しから最終的な状態までの一連の流れを、「取出し」「収納」「輸
送」「中間処理」「輸送」「短期貯蔵」
「輸送」
「処置」
「輸送」
「最終処分」に区分し、これらの各段階を「工程」とした。
最終処分を除く各工程においては機器（例：燃料キャニスタ、フィルタキャニスタ etc.）、概念（例：既存容器、新規容器）、方式（例：湿式貯蔵、乾式貯蔵）等の選択肢が考えられ、これらを「工程の選択肢」とした。
各工程において選択肢を選び、取出しから最終処分に至る流れを示したものを「シナリオ」とした。このうち「取出し」から「短期貯蔵」までに限定したシナリオを「短期貯蔵シナリオ」、- 83 -

JAEA-Review 2013-066

処置から最終処分までに限定したシナリオを「処置シナリオ」とした。デブリ収納缶への収納から短期貯蔵に至るまでの工程は TMI-2 を参考としている。
・取出し／収納
デブリ収納缶として複数の収納缶（燃料キャニスタ、ノックアウトキャニスタ、フィルタキャニスタ）を準備し、デブリ回収片の大きさにより、収納缶の種類を使い分ける。大型の破片
は燃料キャニスタ、小型の破片はノックアウトキャニスタ、更に小さな微小粒子片はフィルタ
キャニスタに回収する。
・輸送
サイト内中間処理施設へデブリ収納缶を輸送するため、専用移送装置によりデブリ収納缶を炉内から既設使用済燃料プールへ移送し、プール内にて輸送容器に収納する。
・中間処理／輸送
中間処理施設は、短期貯蔵前にデブリ収納缶内容物の確認、及び事前処置（脱水、乾燥処理、不活性ガス充填、密封処置）を行うための施設で、処置完了後に、短期貯蔵施設への輸送のためデブリ収納缶を輸送容器（輸送貯蔵兼用又は輸送専用）へ収納する。
・短期貯蔵
短期貯蔵施設では、デブリ収納缶を湿式または乾式にて貯蔵する。貯蔵方式は、湿式貯蔵（水プール貯蔵）、乾式貯蔵（金属キャスク貯蔵、コンクリートモジュール貯蔵、ボールト貯蔵等）の中から選択する。短期貯蔵は、処理・処分の方策を決定するまでの時間的な裕度を付与する機能を有する。
・輸送／処置／輸送／最終処分
短期貯蔵以降の工程は、従来の再処理工程や廃棄物の処分工程等から、基本的に燃料デブリの処置工程と最終処分の工程で構成される。処置工程は、最終処分に向けた安定な廃棄体を製造するための工程で、デブリの処置、それにより発生する廃棄物の処理（廃棄体の製造）の各工程で構成される。処分工程は従来の処分区分に基づく工程である。
（2）各工程における選択肢の選出
全体工程を構成する各工程について、想定される選択肢の選出を行った。以下に主要工程の選択肢について述べる。
短期貯蔵工程へのデブリ収納缶の受入に当たっては、中間処理施設を経由する場合と直接受
け入れる場合を想定する。後者の場合、短期貯蔵施設内に中間処理機能を有する設備を保有する必要がある。
貯蔵施設では、デブリ収納缶を湿式または乾式で貯蔵する。TMI-2 では、HEPA フィルタを介したベントを有する乾式キャスク保管方式を採用しているが、現状、国内における乾式貯蔵では、デブリ収納缶の長期密封機能が要求されるので、選択肢として、収納缶の長期密封機能が担保できる場合とそうでない場合を想定する。
デブリ収納缶の長期の密封機能が担保できる場合、貯蔵方式としては、現行の使用済燃料の中間貯蔵技術を基に、湿式貯蔵（水プール貯蔵）、乾式貯蔵（金属キャスク貯蔵、コンクリート
モジュール貯蔵、ボールト貯蔵等）を選択肢として想定する。湿式貯蔵（水プール貯蔵）の場- 84 -

JAEA-Review 2013-066

合、既存設備（運用補助共用施設内供用プール）の利用も選択肢の一つとなる。
デブリ収納缶の長期の密封機能が担保できない場合、破損燃料、漏洩燃料の湿式貯蔵技術（プール貯蔵技術）と同等の貯蔵方式及び TMI-2 と同様の収納缶内部発生ガスのベントを有する乾式キャスク貯蔵方式を選択肢として想定する。
また、短期貯蔵施設の立地に関して、1F サイト内とサイト外の立地を選択肢として想定する。
デブリ処置工程は、最終処分に向けた安定な廃棄体を製造するための前処理の位置付けとなる。デブリ処置方式の選択肢は以下の各方針に基づいて選出している。なお、デブリ処置施設の立地に関して、1F サイト内とサイト外の立地を選択肢として想定する。
①具体的な処置方策が決定されるまで貯蔵②簡素な処置を前提とし、U/Pu を回収せず、デブリをそのまま最終処分③簡素な処置を前提とし、U/Pu を回収せず、デブリを安定な廃棄物として最終処分④U/Pu を回収し極力現行の処分体系の中で廃棄物を最終処分
上記の各方針に対応して、現状、技術的成立性に関し多くの課題を有するものもあるが、以下の選択肢を選定する。
a．長期貯蔵方針①に対する選択肢である。具体的方式としては、前述の短期貯蔵方式と同一の方式の内、乾式貯蔵（金属キャスク貯蔵、コンクリートモジュール貯蔵、ボールト貯蔵等））を想定する。
b．直接処分
方針②に対する選択肢である。炉内から回収した燃料デブリを直接処分することを想定する。廃棄体化に際して、炉内から回収時の形態のままの場合と例えば廃棄体数の低減及び均一化を考慮し細かく粉砕する場合等を想定する。
c．安定化処理
方針③に対する選択肢である。炉内回収時の燃料デブリを廃棄物として最終処分するに当たり、何らかの安定化処理を行って安定な廃棄体を製造し最終処分することを想定する。
d．処理
方針④に対する選択肢である。再処理技術等を用いて燃料デブリを処理し、U/Pu を回収し極力現行の処分体系の中で廃棄物を最終処分することを想定する。処理技術して以下の方式が考えられる。
(a) 技術的成立性のある簡素な処理とすることを優先し容易に回収が可能な核物質のみ回収する方式(b) 核物質の回収、廃棄物の放射能低減を優先する方式
上記(a) に相当する選択肢として、通常溶解による湿式処理を想定する。本選択肢では、燃料デブリの粉砕、溶解を行う前処理技術や多量に発生すると予想される不溶解成分の処- 85 -

JAEA-Review 2013-066

理技術に技術課題が想定される。
上記(b) に相当する選択肢として、新しい溶解技術による湿式処理と乾式処理を想定する。前者に対しては、不溶解成分を削減する新しい溶解技術の開発が必要である。後者に対しては従来進められてきた乾式再処理技術の燃料デブリに対する適用性の検討が必要である。
最終処分工程では、搬送された廃棄体を受入検査施設にて検査を行った後、第一種特定放射性廃棄物（ガラス固化体等）についてはオーバーパック等に収納、第二種特定放射性廃棄物（TRU 廃棄物）についてはパッケージ化し地層処分を行う。他の廃棄体については、処分区分に応じ浅地中処分、余裕深度処分を行う。
実績のない新たな廃棄体については、最終処分施設の人工バリア設計を含む設計の見直しが必要となる。また最終処分施設の操業中、閉鎖後の安全性評価の見直しも必要となる。
（3）各工程における選択肢の得失整理全体工程を構成する各工程の内、主要工程において想定される複数の方式案の得失について
以下に述べる。
1）短期貯蔵工程
短期貯蔵工程における湿式貯蔵方式と乾式貯蔵方式の比較の結果、安全性（冷却材喪失対策）、
設備構成、経済性の点で、乾式貯蔵方式に優位性があると考えられる。乾式貯蔵方式のメリットをまとめると以下となる。
・使用済燃料からの崩壊熱除去には、自然対流を利用しているため動的機器を必要としない。
・主要な設備は貯蔵容器と建屋（あるいは貯蔵容器のみ）で構成されており、基本的安全機能（閉じ込め、遮へい、臨界防止、除熱）をキャスクが自己完結的に有するので設備・施設構成が単純である。
・必要な時期に容器（キャスク）の調達が可能なため、初期投資が小さい。静的な冷却となるため、非常用の電源や補給水系等の設置が不要となり、付帯設備費が小さい。また、運転コストも小さい。
乾式貯蔵方式として、金属キャスク貯蔵方式、コンクリートモジュール貯蔵方式（コンクリートキャスク貯蔵方式、サイロ貯蔵方式）、ボールト貯蔵方式等が上げられる。各方式の比較の結果（表 5.1.1-1）、安全性（収納物の詰替えに伴う被爆や落下リスクが低い）や国内実績の点で金属キャスク貯蔵方式（輸送貯蔵兼用）が、一方、経済性の点では、コンクリートモジュー
ル貯蔵方式が優位と推定される。今後シナリオ全体の総合的な評価による方式の選定が必要となる。
2）処置工程各処置方式は、現状プロセスの詳細が不明なため、定性的な範囲で比較、整理を行った。比較結果を表 5.1.1-2 に示す。
① 長期貯蔵
長期貯蔵における利点としては、貯蔵対象物（デブリ）のハンドリング回数が、比較を行う- 86 -

JAEA-Review 2013-066

処置方式の中で最少と推定される。また、処理を行わないことから、処理に伴う二次廃棄物の発生がなく廃棄物発生量も最少と推定される。発生するコストについても、貯蔵期間を数十年と限定すれば、最低と推定される。また、実績のある TMI や短期貯蔵方式の技術をベースとすることから、改良点など前例を参考にし易い。
一方、欠点としては、有価物である U/Pu の回収を行わないので副次的収入はゼロである。
また、根本的な解決策ではなく問題の先送りとなっている。発生コストについては、前述の通り貯蔵期間が短い場合は最少と推定されるが、長期に亘る場合、一般的な点検や異常時の対応
設備の継続的な維持経費の他に保障措置やテロ対策を考慮した維持経費が増大すると想定される。
② 直接処分
直接処分における利点としては、直接処分対象物のハンドリング回数が、長期貯蔵に次いで少ないと推定される。また、処理を行わないことから、処理に伴う二次廃棄物の発生がなく廃棄物発生量（総量）も長期貯蔵に次いで少ないと推定される。発生するコストについては、処理を行わず最終処分のみとなることから、長期貯蔵に次いで低いと推定される。
一方、欠点としては、有価物である U/Pu の回収を行わないので副次的収入はゼロである。
従って、最終処分する核物質量は最大となる。発生コストについては、最終処分サイトが決定されるまで長期に亘る場合、一般的な点検や異常時の対応設備の継続的な維持経費の他に保障措置やテロ対策を考慮した維持経費が増大すると想定される。
③ 安定化処理
安定化処理における利点としては、安定化処理対象物のハンドリング回数が、直接処分に次いで少ないと推定される。また、安定化のための処理は行うものの、それに伴う二次廃棄物の発生は処理に比べて少なく、廃棄物発生量（総量）も直接処分に次いで少ないと推定される。
発生するコストについては、直接処分に次いで低いと推定される。
一方、欠点としては、有価物である U/Pu の回収を行わないので副次的収入はゼロである。
従って、最終処分する核物質量は最大となる（直接処分と同程度）。明確な安定化の方法は現状未定であるため、安定化のための新規開発すべき技術が多いと推定される。また安定化処理後の最終処分廃棄体の安定性に関するデータ取得に多大の時間を必要とすると想定される。発生
コストについては、直接処分と同様に、最終処分サイトが決定されるまで長期に亘る場合、一
般的な点検や異常時の対応設備の継続的な維持経費の他に保障措置やテロ対策を考慮した維持
経費が増大すると想定される。
④ 処理
処理における利点としては、他の処置と異なり唯一有価物である U/Pu の回収をおこなうので副次的収入が発生する。廃棄物に関しては、種類を現行と同じにして既存の処分区分にあう
廃棄物形態への転換を図るので管理が容易となる。更に、広い範囲の処理対象に対し除染的機能により、浅地層処分可能な低レベル廃棄物への転換を図り、高レベル放射性廃棄物の発生量を削減可能である。
一方、欠点としては、処理対象物のハンドリング回数は、最も多いと推定される。また、処理に伴う二次廃棄物の発生により、廃棄物発生量（総量）も最も多いと推定される。発生する- 87 -

JAEA-Review 2013-066

コストについては、処理に伴う各種設備が必要となるため、最も高くなると推定される。処理対象は、比率不明の各種混合物となるため、その比率に応じた処理技術開発が必要となる。
なお、最終処分に関する検討においては、既往文献の処分単価（ガラス固化体や TRU 廃棄物の処分単価及び軽水炉使用済燃料の直接処分単価）を参考に経済性評価を行っているが、安全に処分可能な処分概念の技術的成立性の検討、安全に処分可能な処分場の設計条件を考慮した経済性の検討、直接処分の廃棄体化に係る技術的成立性等に関する評価等は実施していない。
5.1.1.3

評価項目の選出

燃料デブリ取出しから最終処分に至る全体シナリオ案（燃料デブリ取出しから処置施設搬入に至る短期貯蔵シナリオ案、及び処置から最終処分に至る処置シナリオ案）の評価項目の選出に当たっては、平成 24 年度に原子力委員会原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会が核燃料サイクルのシナリオ評価の際に定めた評価項目 1)を参考に以下の項目を選出し、今後の比較評価項目とする。なお、平成 24 年度は、a～d の項目についてシナリオ案の概略の比較評価を行っている。
a．経済性
b．放射性廃棄物発生量
c．処置期間d．技術的成立性
e．社会的受容性
f．核不拡散、核セキュリティリスク
g．選択肢の柔軟性
5.1.1.4

技術課題の抽出・整理

全体工程を構成する各工程の内、主要工程について、抽出・整理した技術課題を以下に述べる。
（1）デブリ収納缶収納工程
デブリ収納缶はデブリの回収、輸送、貯蔵に不可欠である。その開発に当たっては、収納物であるデブリの形態、寸法、線源仕様、放射能量、各種物性（密度、発熱密度、熱伝導率等）に基づき、輸送容器や貯蔵容器との整合性を考慮しながら構造強度、材料強度、閉じ込め性、遮蔽、臨界抑止、除熱の観点から設計を行う必要がある。また、長期密封機能が要求される場
合、下記項目の検討が必要である。
1)

貯蔵期間の放射線分解ガス発生量（水素ガス発生量含む）の推定

2)

爆発限界濃度(4vol%)以下となる残存水分量や有機物量の推定及び対策（乾燥技術、触媒）

3)

発生ガス量に対するデブリ収納缶の強度評価

4)

残存水分や有機物がデブリ収納缶の長期健全性に与える影響（化学的、熱的、機械的及び放射線による各劣化）の検討（2） 短期貯蔵工程- 88 -

JAEA-Review 2013-066

デブリ収納缶の長期の密封機能が担保できる場合、貯蔵方式としては、現行の使用済燃料の中間貯蔵技術を基に、湿式貯蔵（水プール貯蔵）、乾式貯蔵（金属キャスク貯蔵、コンクリート
モジュール貯蔵、ボールト貯蔵等）が考えられる。各方式について、性能、安全性、耐久性、経済性、実績、及び 1F への適用性等の観点から詳細な比較検討が必要である。収納物（デブリ収納缶）の健全性については、前述と同一である。
デブリ収納缶の長期の密封機能が担保できない場合、破損燃料、漏洩燃料の湿式貯蔵技術（プール貯蔵技術）と同等の貯蔵方式及び TMI-2 と同様の収納缶内部発生ガスのベントを有する乾式キャスク貯蔵方式が選択肢として考えられる。前者に対しては、漏出する放射性物質の把握を基に、プール水の浄化設備の検討が必要である。また、気相成分に関しては、工学的安全施設である非常用ガス処理系フィルタの検討が必要である。後者に対しては、国内の法体系の見直し検討が必要である。
（3）処置工程
長期貯蔵はより安全性の高い乾式貯蔵にて対応することが必要である。従って、長期密封機能が担保できる情報（収納缶内部の残留水分や有機物量に起因する発生ガス及び収納缶の機械的強度低下の影響）の把握や TMI-2 と同等の乾式貯蔵方式適用のための法体系の見直しが課題となる。
直接処分では、デブリを収納した直接処分用キャニスタが新規の処分用廃棄体となるため、廃棄体の安定性の確認が不可欠であると共に、最終処分施設の設計・安全評価の見直しが課題となる。
安定化処理では、明確な安定化の方法が現状未定であるため、安定化処理技術の開発が必要となる。また、安定化処理後の廃棄体は新規の処分用廃棄体となるため、廃棄体の安定性の確認が不可欠であると共に、最終処分施設の設計・安全評価の見直しが課題となる。
処理では、処理対象が、燃料デブリの主要部のみであっても UO2 系、ZrO2 系、Zr、その他金属、コンクリート等の混合物と想定される。主要部だけでも取り出し時に厳密に分別・区分することはおそらく不可能であり、したがって処理を考える上では比率不明のこれらの混合物が入力条件となることを想定し、処理対象物(各種混合物)の比率に応じた処理技術開発（共通技術となる種々雑多な形態のデブリの粉砕技術、湿式では大量に発生すると想定される不溶解残渣を含む溶液に対する溶解や清澄技術等）及び新規処分廃棄体については安定性の確認及び最終処分施設の設計・安全評価の見直しが課題となる。
5.1.1.5

結言

燃料デブリ取出しから最終処分に至る全体工程について、TMI-2 の実績を参考に、極力、既存技術を優先的に考慮し、想定される複数の方式を考慮した全体プロセス概念を整理すると共に、全体プロセスを構成する各工程の選択肢（各種方式や技術選択肢）を選出し、その得失を
整理した。
その結果、
「デブリ取出しから短期貯蔵まで」と「処置から最終処分まで」は、独立してそれぞれのシナリオ（「短期貯蔵シナリオ」「処置シナリオ」）を構築することが可能であることが分- 89 -

JAEA-Review 2013-066

かった。短期貯蔵工程は、処置方策を決定するまでの裕度期間（モラトリアム期間）と言える。
また、処置シナリオについて代表例（長期貯蔵、直接処分、安定化処理、湿式処理、乾式処理）を素案として選出し、得失を整理した結果、直接処分の廃棄物発生量が最も少なく、経済性の面でも最も安価になると予測されるが、新たな廃棄体概念の導入が必要となるため多くの技術課題（廃棄体の安定性評価、処分施設の設計、安全評価等）を有すると推定された。
また、既存技術を基に既存の処分体系に沿った処置を目指す処理（湿式処理）においても、
新たな技術課題として、各種前処理技術（種々雑多な成分、形態のデブリ粉砕技術、高い不溶
解成分濃度の溶液に対する溶解や清澄技術等）の開発が必要であることが分かった。
今後、平成 24 年度の R&D 成果を踏まえて、技術的成立性の見通しの観点から、処置シナリ
オ案における各選択肢の技術的課題を整理し、総合的な得失の比較評価に着手する予定である。

参考文献
1） 原子力委員会 原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第 15 回）：資料第 3-1 号
核燃料サイクル政策の政策選択肢の評価について：まとめ（案）（改訂版）,平成 24 年 5 月
16 日.
2） 電中研レビューNo.52 p.16,2006.2.
3） 山地,使用済燃料貯蔵技術の経済性比較,電力経済研究,NO.23,1987.9.
4） 原 子 力 安 全 基 盤 機 構 ,平 成 22 年 度 中 間 貯 蔵 施 設 に 係 る 最 新 動 向 調 査 に 関 す る 報 告書,2011.8.

- 90 -

JAEA-Review 2013-066

使用済燃料
プール

原子炉内

中間処理施設
輸送容器

デブリ
中間処理
燃料デブリ
MCCI生成物
上記以外の回収物
・機器
・炉内構造物（金属・コンク
リート）
・他

取出し

短期貯蔵

輸送容器

収納缶
燃料
キャニスタ
ノックアウト
キャニスタ

既存容器
●容器形式
・輸送専用
・輸送/貯蔵兼用●容器内環境
・湿式
・乾式

既存容器
・湿式

既存施設
(施設内共有
プール利用

新規設計
・湿式

ホットショップ,
プール新設

●容器形式
・輸送専用
・輸送/貯蔵兼用●容器内環境
・湿式
・乾式

輸送

中間処理

輸送

湿式貯蔵

新規容器

フィルタ
キャニスタ

収納

乾式貯蔵

短期貯蔵

短期貯蔵シナリオ（デブリ取出し～短期貯蔵）

デブリ処置

廃棄物処理

最終処分

長期貯蔵 【乾式】
輸送容器
既存容器
●容器形式
・輸送専用
・輸送/貯蔵兼用●容器内環境
・湿式
・乾式
新規容器
●容器形式
・輸送専用
・輸送/貯蔵兼用●容器内環境・湿式・乾式

従来型廃棄物処理
（TRU）

安定化処理
前処理（粉砕）輸送容器

新型廃棄物処理（高レベル）

直接処分

従来型廃棄物処理（TRU）

前処理（粉砕）

地層処分
従来廃棄体
用輸送容器

直接処分用キャニスタ
収容
湿式処理
前処理（粉砕・溶解)
溶解成分
不溶解成分

U/Pu
回収

従来型廃棄物処理（高レベル / TRU）

新型廃棄体
用輸送容器

新型廃棄物処理（高レベル）

第2種
廃棄物埋設
（管理型）
浅地中処分

乾式処理
前処理（電解還元）
/電解精製

輸送

第1種
廃棄物埋設
（隔離型）

余裕深度処分
U/Pu
回収

新型廃棄物処理（高レベル）

輸送

処置

処置シナリオ（処置～最終処分）

図 5.1.1-1 燃料デブリ取出しから処分に至る全体工程- 91 -

最終処分

JAEA-Review 2013-066

表 5.1.1-1 乾式貯蔵方式の比較 2),3),4)方式

金属キャスク貯蔵方式

コンクリートキャスク貯蔵方式

サイロ貯蔵方式

ボールト貯蔵方式

機能

輸送、貯蔵兼用

貯蔵専用（キャニスタは輸送・貯蔵兼用）

貯蔵専用（キャニスタは輸送・貯蔵兼用）

貯蔵専用（キャニスタは輸送・貯蔵兼用）設備
構成

屋外設置も可能、輸送・貯蔵兼用により詰め替え用設備不要

屋外設置も可能、貯蔵専用のためキャニ
スタ詰め替え用設備必要

同左

半地下施設にキャニ スタ貯蔵(屋外設置不可)貯蔵専用の ためキャニスタ詰め替え
用設備必要

貯蔵
効率

容器単位であるため貯蔵密度低

コンクリートの遮へい厚さが金属キャスクよりも厚いこと、コンクリート に温度制限がある
こと等から貯蔵密度低

ボールト貯蔵と類似の連結タイプとすること
により、貯蔵密度を高めたタイプ開発中

個々の容器でなく集中的に遮へいするため
貯蔵密度高

安全性

・密封機能/一次、二次蓋と も金属ガ ス
ケット
・遮蔽機能/鋼,鉛,レジン,グリコール水組
合せ・未臨界機能/キャスクバスケットの幾何学的配置及び中性子吸収材により未臨界を維持・除熱機能/金属キャスク表面を自然冷却・密封機能/一次、二次蓋とも溶接構造
・遮蔽機能/コンクリート、鋼の組合せ
・未臨界機能/キャ ニスタバスケットの幾何学的配置及び中性子吸収材により未臨界を維持・除熱機能/キャニスタ表面を自然冷却

経済性

・輸送・貯蔵兼用金属キャスク単価2）【26体 PWR】1~1.5M$
・貯蔵専用金属キャスク単価2）【24体/52体 PWR/BWR】
0.75~1.5M$
・輸送専用金属キャスク単価2）【21体 PWR】1.5～3.5M$

・貯蔵専用コンクリートキャスク単価2）【24体/52体 PWR/BWR】0.35M$
固定費と運転費を合計した全システム費用で比べると、コンクリートキャスク貯蔵は
金属キャスク貯蔵に比べて10～20%低【国内】
・東電福島第一：9基 MAX155tU
・原電東海第二：15基 MAX250tU
・建設中：リサイクル燃料備蓄センター（MAX3000tU)【海外(米国)】4）
・独立使用済燃料貯蔵施設(ISFSI)における金属キャスクの施設数は7(全体の
12％）

【国内】
実績 無し
【海外(米国)】4）
・ISFSIの貯蔵方式では、コンクリートキャスク方式が最も多く、26施設(全体の
46％)

実績

・密封機能/同左
・遮蔽機能/同左
・未臨界機能/同左
・除熱機能/キャニスタ表面を自然冷却

・横型サイロ(貯蔵専用)単価2）【24体/52体 PWR/BWR】0.5M$

・密封機能/収納管及びキャニスタの二重構造により密封・遮蔽機能/建屋コンクリートにより遮へい
・未臨界機能/同左
・除熱機能/自然対流による冷却、貯蔵密度が高くなるため、冷却方法に工夫が必要
貯蔵容量1000tUで乾式キャスク貯蔵に比べて約30%低．5000tUでは約40%
低3）
但し、量が限定されるデブリの場合、必ずしも経済性は高いと言えない。

2）

【国内】
実績 無し
【海外(米国)】4）
・ISFSIの貯蔵方式では、コンクリートキャ
スク方式に次いで多く、21施設(全体の
36％)

【国内】
実績 無し
【海外(米国)】4）
・ISFSIの貯蔵方式では、2施設(全体の3％)
赤字：メリット 青字：デメリット

赤字：メリット 青字：デメリット

表 5.1.1-2 デブリ処置方式の比較
方式
定義
ベース
技術

概要

廃棄
物量

廃棄
体化
操作

経済性

技術
開発

長期貯蔵

直接処分

安定化処理

処理

U/Pu の回収は行わず、廃棄物として具体的な処置方策が決定されるまで U/Pu の回収は行わず、処分用キャニ
U/Pu を回収し極力現行の処分体安定化するための処理を行って最終貯蔵を行う案
スタに収納し直接処分する案
系の中で廃棄物を最終処分する案
処分する案
使用済燃料の中間貯蔵技術

使用済燃料の直接処分技術

高レベル廃棄物の固化技術

・簡素な処置とすることを優先したケース
・実績のある TMI や短期貯蔵方式の中から適した方式[ 乾式貯蔵方式（金属キャスク 貯蔵、コンクリートモ
ジュール貯蔵、ボールト貯蔵）]を選定し貯蔵
・基本的に先送りと同じ・簡素な処置で完結させることを優先 ・簡素な処置とするこ とを優先したケ
したケース
ース
・最終処分サイトが決まるまで貯蔵 ・廃棄物とし て安定化（廃棄体から後に地層処分の溶出率の低下）するために処理
・炉内回収時のデブリ形態の まま直 ・二次廃棄物低減のため溶液化を行
接処分用キャニスタに 収納す る場 わず
合と改め て粉砕等の処置を加える
場合を想定

・最少（貯蔵期間内において）・少(長期貯蔵に次いで)・ハンドリング回数：最少・大・二次廃棄物は処理より少・高レベル廃棄物量は増加

湿式再処理技術(PUREX 法)
乾式再処理技術(金属電解法)
・極力既存の処分区分に沿う廃棄物へ変換するので管理しやすい廃棄物形態となる・技術的成立性のある簡素な処理とすることを優先し容易に回収が可能な 核 物 質の み 回 収 する 方 式（通常溶解湿式処理）と核物質の回収、廃棄物の 放射能低減を優先する方式（新溶解湿式処理と乾式処理）を想定
・大・二次廃棄物発生は最大・高レベル廃棄物量は減少

・ハンドリング回数：最多
・既存の廃棄物形態へ転換
・ハンドリング回数：少(長期貯蔵に ・ ハンドリング回数：少(直接処分に（湿式の場合）次いで)
次いで)・新規廃棄体発生
・最終処分する核物質量は最大・ 最終 処分 す る 核物 質量 は 最大
（乾式の場合）（直接処分と同）・一部を低レベル廃棄物（余裕深度
処分・浅地層処分）へ転換

・総コスト：期間を数十年とすれば最 ・総コスト：低(長期貯蔵に次いで)・総コスト：高（処理と同等）
低・有価物回収量はゼロ(副次的収入 ・有価物回収量はゼロ(副次的収入
・有価物回収量はゼロ(副次的収入
はゼロ)
はゼロ)
はゼロ)
・最終処分サイトが決定されるまで長 ・最終処分サイトが決定されるまで長・長期に渡る場合、一般的な点検や 期渡る場合、一般的な点検や異常期渡る場合、一般的な点検や異常異常時の対応設備の継続的な維時の対応設備の 継続的な維持経時の対応設備の継続的な維持経持経費の他に保障措置やテロ対策費の他に保障措置やテロ対策を考費の他に保障措置やテロ 対策を考を考慮した維持経費が増大慮した維持経費が増大慮した維持経費が増大

・総コスト：高（安定化処理と同等以上）
・有価物の回収（有価物の価値≪回収コスト）
赤字：メリット 青字：デメリット

・処理対象物(各種混合物)の比率
・実績のある TMI や短期貯蔵方式の ・廃棄体の安定性の確認必要
・安定化処理技術開発必要に応じた処理技術開発必要技術をベースとすることから、改良点 ・最終処分施設の設計・安全評価の ・廃棄体の安定性の確認必要
・開発が必要な項目は,湿式＜乾式など前例を参考可
見直し必要
・最終処分施設の設計・安全評価の ・ 新規廃棄体につ い ては 安定性確・長期密封機能の担保情報把握等
見直し必要
認, 最終処分施設の設計・安全評
価の見直し必要- 92 -

JAEA-Review 2013-066

5.2

分析技術開発5.2.1

分析に係る溶解技術開発

5.2.1.1

緒言（1）背景及び目的
福島第一原子力発電所事故においては、原子炉内の多くの燃料が破損。原形をとどめていない燃料デブリとなっていると考えられており、被覆管の Zr や炉内構造物構成材料、さらに海水を注入したことによる海水成分の混入や、コンクリートと高温で反応した MCCI 生成物の存在も推定され、破損履歴、冷却履歴に依存して、複雑な様相を呈すると推測されている。この燃料デブリを取出した試料を分析するためには、前処理として溶解操作が必要となるが、TMI-2
事故における知見より非常に難溶性であることが予想される。また、燃料デブリの組成、相状態によって溶解性が異なる可能性があり、溶解液の性状によってはコロイドや微粒子など固体成分が発生することも考えられる。そこで、燃料デブリ試料の分析操作の前処理として適用可能な溶解手法の確立を目的として、難溶解性試料の溶解手法の適用性と条件の確立のため、模擬デブリ試料を使用した試験を実施している。
（2）H24 年度の実施内容
平成 24 年度は、基本的な組成の模擬デブリとして 2 種のウラン-ジルコニウム酸化物固溶体を使用し、難溶解性試料の溶解法の適用性を確認した。溶解手法は、反応性の高い溶融塩による試料分解と酸溶解の組み合わせ（アルカリ融解法、アンモニウム塩融解法）と加圧下における高温の酸による分解、溶解（オートクレーブ溶解法）を試みた。試験に当たっては、予備試
験によって条件を検討した。溶解率は、溶解液組成の分析によって求めた。
5.2.1.2

模擬デブリの組成及び性状

溶解法の検討を開始するに当たり、基本的な組成の模擬デブリから取り組むこととした。焼結法によって U 50%（(U0.5Zr0.5)O2）、U 15%（(U0.15Zr0.85)O2）の 2 種類のウラン-ジルコニウ
ム酸化物固溶体を調製した。UO2、ZrO2 を所定のモル比でボールミルによって粉砕混合し、ダイスにてペレット状に成形、Mo るつぼにて焼結（Ar 気流中、1750℃、6h 保持）してペレッ
ト状の焼結体とした。溶解試験には、乳鉢で粉砕し粉末化して使用した。これらの試料の O/M
比は、U 50%の試料について 2.03±0.03、U 15％の試料について 1.99±0.03 であった。また、
SEM/EDX による分析と X 線回折測定の結果によれば、これらの試料はそれぞれ U/Zr 比のことなる 2 相が混在しており、U 50%の試料は U 50～60%及び 10～15%の 2 相、U 15％の試料
は U 30%及び 12～18%の 2 相が存在することが分かった。
5.2.1.3

溶解試験（1）試験手順
溶解試験は、アルカリ融解法とアンモニウム塩融解法、オートクレーブ溶解法によって実施した。
1）アルカリ融解法及びアンモニウム塩融解法の試験手順- 93 -

JAEA-Review 2013-066

アルカリ融解法とアンモニウム塩融解法では、融剤である塩を予備試験によって選定し、過酸化ナトリウム、水酸化ナトリウム、硫酸水素アンモニウムの 3 種を使用した。試料の融剤の比は、融剤が過剰となるよう試料の 100～200 倍を投入した。温度及び時間については、融剤の融点と ZrO2 等を使用した予備試験における挙動の観察により決定した。融剤による反応後、放冷し、濃硝酸によって試料を溶解した。過酸化ナトリウムを使用した場合は、酸溶解の前に過剰の過酸化ナトリウムを水と反応させることで、酸溶解における激しい反応を回避した。試料の溶解率は、溶液分析によって物質収支を取って行った。溶液分析は、ICP-AES によって実施した。手順のフロー図を図 5.2.1-1 に示した。
2）オートクレーブ法の試験手順
模擬デブリ試料 10mg を、塩酸：硝酸：硫酸の混酸（モル比：26:3:1）9.0ml と共にテフロン容器に投入し、SUS 製圧力容器に封入して 180℃、24 時間保持した。放冷後溶解液を回収し残渣に 3M 硝酸 8.0ml を加え、再度 180℃、24 時間保持した。2 度目も放冷後に溶解液を回収した。この残渣には濃塩酸を加えて常温で撹拌し濾過した。得られた溶解液はすべて ICP-AES
にて U, Zr の分析を行った。手順のフロー図を図 5.2.1-2 に示した。
（2）試験結果及び考察
アルカリ融解法及びアンモニウム塩融解法の結果を表 5.2.1-1 に示した。過酸化ナトリウムを融剤としたアルカリ融解法によって試料は分解され、硝酸に完全に溶解した。より低温で反応性が穏やかであるアンモニウム塩融解法は、デブリの組成及び条件の調整によっては適用の可能性がある。一方、水酸化ナトリウムを融剤とした場合は、試料が十分に分解されず、硝酸では溶解することができなかった。
オートクレーブ溶解法では、U 50%の試料は完全に溶解することができたが、U 15%の試料は溶解率 65%であった。デブリ組成及び反応時間、温度によっては適用可能性があると考えられる。
5.2.1.4

結言

過酸化ナトリウムを融剤としたアルカリ融解法による分解が有効であることが明らかとなったが、反応時間が短時間で済み完全溶解が可能である反面、溶融塩の反応性が非常に高く耐久性のあるるつぼ材料の選定が課題となる。今後、より穏やかな条件で処理可能な手法の適用性について検討を進める必要があることから、試料の組成及び組織の状態の観点から適したデブリの溶解手法の条件選定と絞込みを進める計画である。

- 94 -

JAEA-Review 2013-066

表 5.2.1-1 アルカリ融解法、アンモニウム塩融解法による試験結果
溶解試料

融剤

温度

時間

溶解率

備考

(U0.5Zr0.5)O2

Na2O2

850℃

5 min.

100%

完全溶解(U0.15Zr0.85)O2

Na2O2

850℃

5 min.

100%

完全溶解(U0.5Zr0.5)O2

NaOH

500℃

1.5 h

60%

(U0.15Zr0.85)O2

NaOH

500℃

1.5 h

3%

(U0.5Zr0.5)O2

NH4HSO4

400℃

90 min.

90%(U0.15Zr0.85)O2

NH4HSO4

400℃

75 min.

70%- 95 -

ほとんど不溶JAEA-Review 2013-066

模擬デブリ10-20mg

融剤250mg

るつぼに投入融剤の種類と容器材質、温度条件等
Na2O2： 850℃、5分 ニッケル
NaOH
： 500℃、90分 ニッケル
NH4HSO4 ： 400℃、75分 硬質ガラス

所定温度に保持放冷
酸溶解
目視観察、濾過
溶液分析
図 5.2.1-1

アルカリ融解法、アンモニウム塩融解法による試験手順

模擬デブリ試料 10mg

濃塩酸 8ml、濃硝酸 0.8ml、濃硫酸 0.2ml
濃塩酸、濃硝酸、濃硫酸の混酸
モル比：26:3:1

テフロン容器に投入
SUS製圧力容器に封入
180℃、24時間保持
放冷
溶解液回収
残渣

1回目

3M 硝酸 8ml

2回目
濃塩酸 1ml添加
常温で撹拌

目視観察、濾過、分析

図 5.2.1-2 オートクレーブ法による試験手順- 96 -

JAEA-Review 2013-066

5.3

湿式処理技術の適用性検討

5.3.1
5.3.1.1

模擬デブリの硝酸溶解性の検討
緒言（1）背景及び目的
1F 炉内に生成した燃料デブリについて、今後の取出し方法やその後の処置方法の検討に向けた基礎データの蓄積が必要である。また、過去の SA 事例などから、(Uy,Zr1-y)O2±x は燃料デブ
リの主な成分のひとつであると考えられ、高温水蒸気の存在下で生成していることを考慮すると、定比組成よりも高い酸素含有率となっている可能性がある 1)。燃料デブリの溶解性については、既報 2)において U 含有率の高い立方晶については、比較的容易に硝酸に溶解可能である
ことが示された。そこで本研究では燃料デブリの硝酸への溶解性の評価として、(Uy,Zr1-y)O2±xの O/M をパラメータとしての溶解基礎試験を実施した。
（2）平成 24 年度の実施内容
平成 24 年度は、以下の項目を実施することとした。
O/M の影響評価
Pu の影響評価
Zr 含有率の影響評価
5.3.1.2

試験結果及び考察（1）O/M の影響評価
4.1.4.2 で使用した 5 種類の(U0.9,Zr0.1)O2+x サンプルを粉砕後、篩分（106～850µm）したもの約 10g を溶解試験に用いた。試験では、6M 硝酸溶液（500mL）を 80℃に加熱し対象物質を投入後、U、Zr 濃度の経時変化データ 240min を取得した。U 濃度分析にはアルセナゾ III 発
色吸光光度法を、Zr 濃度分析には ICP-MS を用いた。
溶液中の U 及び Zr 濃度の経時変化を図 5.3.1-1 及び図 5.3.1-2 にそれぞれ示す。いずれの O/M
においても U については 60 分程度まで急速に、そののち徐々に緩やかに溶解が進み、4 時間
後にほぼ溶解は終了している。溶解開始 30min 後の溶解率を比較すると O/M が小さいほど、
若干溶解速度が速い。生成サンプルの金相観察結果によると、本試験でのサンプル調製条件では O/M が高いものほど結晶が大きく成長しており、これが影響したものと考えられる。Zr については全体的な溶解率は U より低いものの傾向は同様であったが、O/M=1.97 についてのみ
溶解率が非常に低い。観察の結果（図 5.3.1-2 を参照）O/M=1.97 にのみ高 Zr 含有率の相が析出しており、この部分が溶解しなかったためと考えられる。O/M=2 の場合は、UO2 の溶解反応
は 4 価の U が 6 価に酸化される反応
U4+ →U6+ +e2-

(1)

により支配されるものと考えられる。一方で、O/M>2 の場合は U の一部が 5 価になっていると考えられることから
U5+ →U6+ + e-

(2)の影響を考慮する必要がある。今回の試験系においては、O/M が小さいもののほうが溶解速度- 97 -

JAEA-Review 2013-066

が若干速いとの結果となったが、O/M 調整による結晶粒径の影響を除けば大きな影響がないものと考えられるため、(1)と(2)の反応には大きな速度の差が無かったと考えられる。また、Zrについては、4 価より高次の価数をとることが考えにくいため、O/M＝2 でも O/M>2 であっても 4 価であると考えられる。
よって、O/M によらず同様の溶解メカニズムをとると考えられる。
Zr の溶解メカニズムについては、既報 1)により U の溶解に伴い拡散により溶解するものと考察されているが、溶解時の Zr の化学形態に関して
Zr4+ + O2- = ZrO2+(3)

であらわされる平衡関係を考慮すると、O/M が高くなると、すなわち系の酸素が多くなると、
ルシャトリエの法則により、ZrO2+になり易くなるものと考えられる。
（2）Pu の影響評価
Pu 燃料第一開発室にて作成した UO2-Zry 模擬デブリ及び 4%PuMOX-Zry 模擬デブリを用いて溶解試験を実施した。試験に使用した各種模擬デブリの組成を表 5.3.1-1 に示す。試験では、サンプルを粉砕後、篩分（106～850µm）したもの約 0.6g を分取し、80℃に加熱した 6M 硝酸溶液（30mL）に投入後、Pu、U 及び Zr 濃度の経時変化データを取得した。240min で一旦試験を終了し、回収した残渣を 100℃に加熱した 6M 硝酸溶液（30mL）に投入後さらに 240min
溶解した。U 及び Zr 濃度分析には ICP-AES を、Pu 濃度分析にはα波高分析を用いた。
溶液中の各元素（Pu, U 及び Zr）濃度の経時変化を図 5.3.1-3（Zr/M=0.25）、図 5.3.1-4（Zr/M=0.5）、図 5.3.1-5（Zr/M=0.75）にそれぞれ示す。0~240min は 80℃での溶解、240min
以降は 100℃での溶解試験結果を示している。Pu の有無にかかわらず、Zr/M=0.25 の場合はほぼ全量溶解できることが確認できた。Pu の影響については、Zr/M=0.25 の場合は Pu の存在によりやや見かけの溶解速度が遅くなってはいるものの、全量溶解できることに変化はなかった。
一方で UO2-Zry 模擬デブリではほとんど溶解しない組成比であった Zr/M=0.5,0.75 において、4%PuMOX-Zry 模擬デブリでは一部溶解がみられた。UO2 と MOX の溶解挙動の違いにおいては、硝酸へ溶解しにくい PuO2 が固溶した MOX の溶解速度は UO2 に比べて遅くなるが、本試験の結果によると、Zr が少ない系ではこれと同様に溶解速度が遅くなるが、Zr が多い系においては、PuO2 が固溶することにより溶解速度が速くなることになる。Zr/M=0.5,0.75 では溶解サ
ンプルの XRD を行ったところ正方晶の相が確認されており、結晶構造が Pu の影響に大きく関与していることが示唆されるが、解明に向けて溶解メカニズムの精査が必要と考える。

（3）Zr 含有率の影響評価（2）の試験に利用したサンプルを利用して、溶解試験の実施を計画していたが、当該試験の遅れにより、本試験も実施計画を見直すこととなった。
5.3.1.3

結言

平成 24 年度は燃料デブリの硝酸溶解における O/M の影響評価及び Pu の影響評価に関する試験を実施した。O/M の影響については、溶解初期については O/M によってやや溶解速度に- 98 -

JAEA-Review 2013-066

差がみられるが、O/M>2 の範囲において、最終的な溶解量には大きな影響はなかった。
O/M=1.97 の場合のみ ZrO2 相の析出が観察され、Zr の溶解率が低くなった。また、Pu の影響評価試験においては 25%Zr について Pu の有無にかかわらず全量溶解可能なことを確認したほか、高 Zr 含有率（50, 75%Zr）において、Pu の添加によって一部溶解が進むという現象がみられた。
これらの試験により、湿式処理の適用性の検討においては、25%Zr 程度であれば、U のほぼ全量溶解が可能であること、Pu の影響や O/M の影響についてはエンジニアリング的に大きな影響を考慮する必要がないことが分かった。また、高 Zr 含有率における Pu の添加影響については大きな影響はないものの、化学的には興味深い現象であり、その原因については溶解メカ
ニズムの精査が必要となる。
なお、Zr 含有率の影響評価については、平成 25 年度に実施することとしている。

参考文献
1) 廣岡 瞬 他 “UO2-被覆管模擬デブリの特性に及ぼす酸素・金属比の影響,” 日本原子力学会
2012 年秋の大会 F01（2012）.
2) 星野 貴紀 他 “シビアアクシデント後における燃料デブリの湿式処理性に関する検討（1）ウラン・ジルコニウム酸化物固溶体の硝酸溶解基礎試験,” 日本原子力学会 2012 年秋の大会
C20（2012）.

- 99 -

JAEA-Review 2013-066

表 5.3.1-1

Pu 影響評価試験における模擬デブリ組成
Zr/M†

区分

0.25
UO2-Zry

0.5
0.25
0.25

4%PuMOX-Zry

0.5
0.75
†M=U+Pu+Zr- 100 -

JAEA-Review 2013-066

図 5.3.1-1

溶液中 U 濃度の経時変化

図 5.3.1-2溶液中 Zr 濃度の経時変化- 101 -

JAEA-Review 2013-066

図 5.3.1-3

Zr/M=0.25 における溶液中各元素濃度の経時変化

図 5.3.1-4

Zr/M=0.5 における溶液中各元素濃度の経時変化- 102 -

JAEA-Review 2013-066

図 5.3.1-5

Zr/M=0.75 における溶液中各元素濃度の経時変化
元素濃度の経時変化- 103 -

JAEA-Review 2013-066

5.4

乾式処理技術の適用性検討

5.4.1

金属電解法の適用性に係る電解還元技術の検討（電力中央研究所との共同研究）

5.4.1.1

緒言（1）背景及び目的
金属電解法乾式再処理による破損燃料処理の適用性を検討するため、模擬破損燃料（以下、
模擬デブリという）を用いた電解還元試験を実施している。平成 23 年度には、U, Zr を含む
模擬デブリを LiCl-Li2O 溶融塩中において電解還元し、U を還元できること、模擬デブリ中のZr が Li2ZrO3 を形成することを確認した 1)。この結果を基に構築したプロセス案を図 5.4.1-1に示す。このプロセスでは、はじめに破損燃料中の U, Pu 等の核燃料物質を電解還元により金属に還元する。核燃料物質の回収は、金属電解法乾式再処理において知見のある電解精製により行うが、還元生成物に付随する Li2ZrO3 等の酸化物は、電解精製工程中の溶融塩中の U を沈殿させると想定されるため、電解精製を行う前にこれらを除去する必要がある。ここでは、還元された核燃料物質を Cd 中へ溶解させることによって酸化物と分離することとしている。U,
Pu が溶解した Cd を陽極として溶融塩中で電解することにより、破損燃料中の U を金属として回収する。平成 24 年度は、このプロセスの成立性及びプロセス条件を検討するためのデー
タを取得することを目的とした。
（2）平成 24 年度の実施内容
前記のプロセスを構築するにあたって、十分な知見を有していないのは、破損燃料の還元挙
動、溶融塩中における Zr 酸化物の挙動、及びこれら酸化物と還元生成物の分離法である。そこで、平成 24 年度は以下の項目について試験を実施した。
（1）電解還元及び還元生成物の分離方法の検討（2）溶融塩中における Zr 酸化物の挙動
5.4.1.2

電解還元及び還元生成物の分離方法の検討（1）目的
U, Pu, Zr を含む模擬デブリの電解還元（以下、「電解還元試験」という）を行い Pu 等の還元挙動を把握すると共に、Li2ZrO3 等の酸化物の分離方法として還元生成物の Cd への溶解試験（以下、「Cd 溶解試験」という）を実施し、酸化物との分離プロセスを検討することを目的とした。
（2）試験方法
1）電解還元試験
U, Pu, Zr を含む模擬デブリは、Pu 燃料センターで調製した試料を用いた。試料は、U と Puの混合酸化物に Zry 粉末を混合して焼結後、2600℃～2800℃程度に加熱して溶融固化して調製した。本試験では、U+Pu+Zry に対して Zry を約 50at%含む試料を用いた。試料中の Pu は
U+Pu 量に対して 4at%、試料総量に対して 2at%である。試験には、塊状の模擬デブリを粉砕して、106～212μm の粒径の試料のみ約 0.7g を使用した。

- 104 -

JAEA-Review 2013-066

電解還元試験は、酸素、水分濃度が 10ppm 以下に管理された Ar 雰囲気グローブボックス内で実施した。約 150g の LiCl-1wt%Li2O（AAPL 製純度 99.99%の LiCl、レアメタリック製純度 99%の Li2O により調製）を装荷した MgO るつぼを約 650℃に昇温した後、SUS316 400
メッシュ材で作成したバスケット（φ14mm、高さ 20mm）に装荷した模擬デブリ試料（以下、
陰極）、陽極となる Pt 電極（11mm×20mm）、電気化学測定用の W 電極（φ1.5mm）及び 1mmφのピンホールを開けた MgO 製片閉じ管（φ8mm、長さ 500mm）に Bi-39mol%Li 合金片を装荷した参照極を浸漬した。W 電極、Pt 電極を用いてサイクリックボルタンメトリー（CV 測定）を行い金属 Li の析出電位を確認した後、模擬デブリ試料を定電流電解により還元した。本試験
では装荷した試料の全量を還元するため、装荷した試料の全量還元に要する電気量の 3 倍を供給した。実験後に採取した塩サンプルは、蒸留水で溶解した後、硝酸で希釈して U, Pu 濃度の測定を ICP 分析で行った。また、還元生成物の一部は XRD 測定に供し、残りの全量は次に述
べる Cd 溶解試験に供した。
2）Cd 溶解試験
約 100g の Cd を装荷したアルミナるつぼを 500℃に昇温した後、電解還元試験で回収した還元生成物を還元試験に用いたものと同材質・同形状のバスケットに装荷した状態で Cd 中に浸漬した。なお、還元生成物の容器内での浮き上がりを防ぐため、還元生成物の上には粒状の Cd
をあらかじめ適量装荷した。本試験では装置の構造上の問題から、液体 Cd 内は撹拌せずに、還元生成物を装荷した保持容器を Cd に浸漬したまま 40 時間保持した。試験後の Cd 中に存在する U, Pu 濃度を測定するために吸引採取した Cd サンプルは、付着する塩化物を蒸留水で洗浄した後、硝酸で溶解・希釈して ICP 分析を行った。
（3）試験結果及び考察
1）電解還元試験Li 析出電位は、試験期間を通じて大きな変動は無く、約−0.82～−0.83V であった。試験開始
後 3 日目の電解還元時の電極電位の変化と電解電流を図 5.4.1-2 に示す。陰極電位では、図中のI で示した部分では、電流停止後、直ちに Li 析出電位から貴側に電位が変化したが、II で示した部分では、しばらく Li 析出電位が維持され、その後電位が貴側に変化している。このことから、模擬デブリ電極上に金属 Li が析出したことと推察される。定電流電解中は、陰極、陽極ともに大きな電位変化はみられなかった。
電解後の電極を解体して取出した試料の XRD 測定結果を図 5.4.1-3 に示す。図中(a)に示したのは、還元前の測定結果である。還元後の試料の測定結果を図中(b)に示した。塩浴成分である
LiCl のみが観察され、原料である模擬デブリや金属のピークは確認できなかった。
電解前後と電解中に計 3 回の塩サンプルを採取し、ICP による U, Pu 濃度の分析を行ったが、いずれも検出下限値以下であった。このことから、本試験では電解還元中に模擬デブリからのU, Pu, Zr の溶融塩中への溶出はなかったと考えられる。

- 105 -

JAEA-Review 2013-066

2） Cd 溶解試験
還元生成物を浸漬した Cd から採取したサンプルを ICP 分析した結果、U, Pu 濃度は検出下限値以下であった。U, Pu の所在を確認するため、未溶解の残渣を 6.5mol%の硝酸中で約 90℃
にて 8 時間加熱溶解し、ICP 分析を行った。分析の結果、残渣中に含まれる U は 44.3wt%、
Pu は 1.8wt%であった。
試験に供した模擬デブリ試料中の U 濃度は 56.1wt%、
Pu 濃度は 2.5wt%
であり、試験前後で U/Pu 比が概ね等しいことから、Cd 中に浸漬した還元生成物のほぼ全量が残渣として容器内に残ったと考えられる。
Cd に溶解しなかった残渣の XRD 測定結果を図 5.4.1-4 に示す。残渣試料からは、LiCl と共に UO2 が検出された。原料である模擬デブリに起因するピークは確認されなかった。金属 Pu
は LiCl とほぼ同じ回折角度にピークを有するため、Pu の存在は判断できなかった。そこで、金属の一部が酸化することを許容して、残渣を蒸留水で洗浄し、水洗後の試料についても XRD
測定を行った。測定結果を図中(b)で示した。水洗後の試料からは LiCl のピークが消失したことから、金属 Pu は含まれていなかったと考えられる。一方で UO2 に相当するピークが明確に現れると共に原料のピークも確認された。また、昨年度の試験と同様に金属 U のピークが確認された。
5.4.1.3 Li2ZrO3 の生成挙動の検討（1）目的
ZrO2-Li2O 系の状態図 2)によれば、ZrO2 と Li2O は、Li2ZrO3、Li6Zr2O7、Li8ZrO6 等の複合酸化物を形成する。すなわち、ZrO2 は LiCl-Li2O 浴中では Li2O 濃度に応じて様々な複合
酸化物に転換されてしまう可能性を意味する。一方で、ZrO2 および複合酸化物を金属 Li により還元する反応を生成自由エネルギー変化（ΔG）から評価すると、ZrO2 の被還元性は UO2と同等であり、UO2 と同様に金属へ還元できると予想されるが、一旦 Li2O との複合酸化物を形成してしまうとΔG が正の値となり、金属に還元できないと予想される。
本研究では、Li2ZrO3 の生成条件と生成速度を調べるため、LiCl 中に ZrO2 又は U, Zr を含む模擬デブリ試料を装荷した系に所定量の Li2O を添加して、複合酸化物の生成挙動の確認を行った。また、生成した複合酸化物 Li2ZrO3 の被還元性を確認するため、Li2O 無添加の LiCl
中（最も還元が進行しやすい条件）で Li2ZrO3 の電解還元試験を行った。
（2）試験方法
1）LiCl-Li2O 中での ZrO2 挙動
ステンレス製るつぼ（φ22×φ20×60 mmH）に、LiCl（Aldrich-APL、純度 99.99%）を14g と ZrO2 粉末（ニラコより購入、純度 99.8%、< 200 mesh）1.4 g を 装荷し、電気炉内で650℃に保持して LiCl を溶融した。次いで、Li2O（フルウチ化学、純度 99.9%）を 0.1 g 添加した。Li2O の添加前、および添加後 0.5、1、2、4、8、20、30、43h 経過時に、Li2O 濃度分
析用の塩試料を採取した。なお、分析値の信頼性を確認するため、塩試料は各時点で 2 つ採取した。Li2O 濃度の分析は、中和滴定で行った。本試験終了後には沈殿物を採取し、XRD 分析
により化学形態を調べた。

- 106 -

JAEA-Review 2013-066

2）LiCl-Li2O 中での(U, Zr)O2 挙動
プルトニウム燃料開発センターで調製した模擬デブリのうち、(U0.25Zr0.75)O2 を用いて実験を行った。SUS 製るつぼ（φ20×60 mm）に約 5 g の LiCl-3.6wtLi2O（AAPL 製純度 99.99%の LiCl、レアメタリック製純度 99%の Li2O により調製）と塊状の模擬デブリを約 0.2g 装荷した。
（塊状試験）。同様に別の SUS 製るつぼには、約 5g の LiCl-3.2wtLi2O と粉状の模擬デブ
リを約 0.2g 装荷した（粉状試験）。これらを 660℃で約 43 時間加熱し、実験後に採取した塩
試料は Li2O 濃度分析を行った。また、試料の一部を分取し、XRD 測定を行った。
3）Li2ZrO3 の電解還元試験
MgO るつぼ（φ58×φ50×80 mmH）に約 70g の LiCl（Aldrich-APL、純度 99.99%）を装荷し、電気炉内で 650℃に保持して LiCl を溶融した。Li2ZrO3 電極（以下、Li2ZrO3/W 電極と記述）には、0.16 g の Li2ZrO3 粉末（Aldrich 製）を片閉じ MgO 管（φ8×5mm）に入れ W 線をリードとして挿入したものを用いた。参照極と対極には、片閉じ MgO 管（参照極：φ10×6mm、対極：φ13×9mm、側壁にピンホール有）の先端に液体 Li-Bi 合金（8.5at%Li）を入れ、φ1mm の Ta 線をリードとして挿入した Li-Bi 電極を用いた。LiCl 浴の状況を確認するためにφ1mm の Pt 線およびφ1.5 の W 線を作用極として電気化学測定を行った後、Li2ZrO3/W 電極を陰極、Li-Bi 対極を陽極として、Li2ZrO3 を還元するための定電流電解を行った。なお、塩浴からは適宜に試料を採取し、中和滴定（試料を純水に溶解後、フェノールレ
ッドを指示薬として 0.01 N-HCl で滴定）により Li2O 濃度を分析した。
（3）試験結果及び考察
1）LiCl-Li2O 中での ZrO2 挙動
図 5.4.1-5 に、Li2O 添加後における Li2O 濃度変化をプロットした。ここで添加した 0.1g のLi2O は、LiCl 量に対して 0.816 wt%の濃度に相当する。図より、Li2O 濃度は徐々に減少し、20 h 後にはほぼ平衡値に達していることが分かる。これは、次式の Li2ZrO3 生成反応によるものと考えられ、
ZrO2+ Li2O → Li2ZrO3(1)

ZrO2/Li2ZrO3 が共存する時の平衡 Li2O 濃度は、0.018±0.002 wt%と評価された。この値
は、Li2O を添加した 43.0 h 後に多量の塩試料（0.5 g）を分析して得られた値から、中和滴定の誤差を考慮して決定した。
2）LiCl-Li2O 中での(U, Zr)O2 挙動
塊状試験での試料をるつぼから回収したところ、固化した塩中には粉体が分散しており、塊状のものは確認できなかった。模擬デブリ中の ZrO2 が ZrO2-Li2O 複合酸化物を形成し形状を崩したものと考えられる。反応によって消費された Li2O 量は、塊状試験で初期試料中の ZrO2

- 107 -

JAEA-Review 2013-066

量に対して 0.6 倍モル、粉状試験で 1.5 倍モルであったことから、塊状試験では ZrO2 の一部
が ZrO2-Li2O 複合酸化物を形成し、粉状試験では、一部の ZrO2-Li2O 複合酸化物が、より高次の化合物を生成した可能性が示唆された。
次に、るつぼの底部から試料の一部を分取し XRD 測定を行った。測定結果を図 5.4.1-6 に示す。実験後に採取した試料には LiCl 又は ZrO2 と考えられるピークが確認できた。また、微弱な UO2 のピークは確認されたものの、Li2ZrO3 のピークは多量に存在する LiCl のピークと重なり、明確に確認できなかった。粉状試験での実験結果も同様の結果であった。LiCl による影響を排除するため、水洗後の試料についても XRD 測定を行った。その結果、水洗前の試料で LiCl 又は ZrO2 と考えられたピークが消失した。このことから、ルツボ底部の残渣中には
ZrO2 が存在していなかったと推察される。
3）Li2ZrO3 の電解還元試験
図 5.4.1-7 には、電解中の設定電流と陽極電位、Li2ZrO3/W 電極電位を示した。定電流電解中、Li2ZrO3/W 電極の電位は金属 Li 電位よりも卑な値（−0.006～−0.010 V vs.Li/Li+）を示したため、金属 Li の析出が起こっていたと推察される。実際、電解を休止している間、Li2ZrO3/W
電極の開放電位は 0.00 V vs.Li/Li+ に近い値を示し続けた。2 回目の定電流電解の後、3.1h 放
置して Li2ZrO3/W 電極を塩中から引き上げて冷却した。通算の電気量は 372 C であり、これは 0.16 g の Li2ZrO3 を全量還元するために必要な理論電気量の 92%に相当する。なお、電解中の Li-Bi 陽極の電位は約 0.7 V で安定していた。
黒色の還元生成物は乳鉢で細かく粉砕し、XRD 測定を行った。図 5.4.1-8 に、生成物の XRD
パターンを Li2ZrO3 試薬の XRD パターンと比較して示した。Li2ZrO3 試薬の XRD パターンには、Li2ZrO3 のピークに加えて、強度は小さいものの ZrO2 のピークも見られ、購入した
Li2ZrO3 試薬には不純物として ZrO2 が含まれていることが分かった。一方、生成物の XRD パ
ターンには、LiCl と吸湿防止のためのポリエチレン袋に起因するピークを除くと、Li2ZrO3 のピークしか存在しない。ZrO2 は、(2)～(5)式の反応により Zr 金属と Li2ZrO3 に変化し、Zr 金属は少量でかつ LiCl が大量に存在するために、Zr 金属のピークが観測できなかったものと考えられる。以上の結果、Li2ZrO3 は塩中の Li2O 濃度が低い条件下でも金属に還元できないことが示唆された。

5.4.1.4

ZrO2 + 4 e− → Zr + 2 O2−(2)

Li+ + e− → Li(3)

ZrO2 + 4 Li → Zr + 4Li+ + 2 O2−(4)

ZrO2 + 2 Li+ + O2− → Li2ZrO3

(5)

結言

破損燃料を金属電解法乾式再処理によって処理するためのプロセスの成立性を検討した。
まず、U, Pu, Zr からなる模擬デブリの電解還元試験及び還元生成物の Cd 溶解試験を実施したが、還元生成物や Cd 溶解後の試料の XRD 測定の結果、U の還元が進行していることは確認- 108 -

JAEA-Review 2013-066

されたものの Pu, Zr の還元挙動については確認できなかった。また、還元生成物を Cd 中に 40時間浸漬したが、U, Pu, Zr ともに Cd 中に溶解しなかった。Cd 溶解後の残渣の XRD 及び ICP
分析の結果、試験に供した U, Pu のほぼ全量が未溶解の残渣として残留していることが推察された。今回 Pu 等の還元挙動、酸化物の分離挙動については十分な知見を得ることができなかった。次年度以降も継続して検討を進める必要がある。
また、LiCl-Li2O 溶融塩中における還元時に生成する Li2ZrO3 の生成挙動について検討を行った。650℃の LiCl 浴中で、ZrO2 は浴中に溶解した Li2O と容易に反応して Li2ZrO3 を生成した。この反応は、U との固溶体を形成している場合にも生じ、塊状の模擬デブリを破砕する効果があることがわかった。ZrO2/Li2ZrO3 共存下の平衡 Li2O 濃度は 0.018±0.002 wt%と非常に低いことがわかった。また、高い濃度で Zr が含まれている場合、Li2ZrO3 等の複合酸化物を形成する反応によって、塊状の模擬デブリが粉体化されることを確認した。さらに、一旦生成した Li2ZrO3 は、低 Li2O 濃度条件下でも Zr 金属には還元できないことを確認した。

参考文献
1） 北脇慎一 他,“U, Zr 混合酸化物の電解還元挙動”, 日本原子力学会 2012 年春の年会, 福井
大学 文京キャンパス, 2011 年 3 月 19-21 日.
2） R.S. Roth, J.R. Dennis and H.F. McMurdie, Phase Diagrams for Ceramists Volume VI,
National Bureau of Standards, The American Ceramic Soc., Inc. (1987).

- 109 -

JAEA-Review 2013-066

電解還元

SUSバスケット

Cd溶解

電解精製

LiCl-KCl

O2-

650℃

LiCl-Li2 O

U-Zr

Li2 ZrO3
FP酸化物

デブリ還元物Uインゴットゼオライトカラム

500℃

500℃

Cd

Cd-U-TRU-Zr-NM

ソーダライト固化体

Cd-U-TRU-Zr-NM

Li2ZrO 3 , 酸化物

Current / A

Potential / V vs. Reference Electrode

図 5.4.1-1

デブリの乾式処置フロー案

分極測定

分極測定

2
1
I

0

II

-1

0.3
0.2
0.1
0

0

5000

10000

15000

20000

Time / s

図 5.4.1-2電解電流と模擬デブリ電極、Pt 電極電位の変化（一部）- 110 -

JAEA-Review 2013-066◆◆ 原料（U,Pu,Zr)O2▽ LiCl(a)
Intensity / arb. unit

◆
◆

◆

◆

◆

◆

▽
▽

▽

▽

(b)

20

▽

▽

40

60

80

2 / degree

図 5.4.1-3 還元前後の模擬デブリ試料の XRD 結果(a)本試験で用いた模擬デブリ、(b)還元後の試料

Intensity / arb. unit

(a)

◆
▼
▽
↓
※

※
▼▽

▽

※

▼

▼

▽

▼

原料（U,Pu,Zr)O2
UO2
LiCl
U
Pu

※

▽ ※
▽

▽▼ ▼

▼

▼

(b)

▼

▼

◆

20

↓
↓↓ ↓

◆

↓

◆↓

40

▼

▼

▼

↓

60
2 / degree

図 5.4.1-4 Cd 溶解試験後の残渣の XRD(a)Cd 浸漬後の試料、(b) (a)を水洗した後の試料- 111 -

80

JAEA-Review 2013-066

図 5.4.1-5 LiCl/ZrO2 系に Li2O 添加後の Li2O 濃度変化

Intensity [arb. unit]

実験前

1000
500

○
○
△

1000
500

○ LiCl or ZrO 2△ UO 2□ Li 2 ZrO 3

実験後
□
△
○

○
△

△

□
○

○

水洗後

○
○ UO 2

○
○

○

○
○○

0

30

40

50

2θ

60

70

80

図 5.4.1-6 LiCl/(U, Zr)O2 系に Li2O 添加後の残渣試料の XRD 結果- 112 -

Potential(V vs. Li/Li+)

JAEA-Review 2013-066

Current (mA)

100
80
60
40
20
0

図 5.4.1-7 650℃の LiCl 中での定電流電解(陰極は Li2ZrO3 粉末、陽極は Li-Bi 合金)

図 5.4.1-8

電解還元前後の Li2ZrO3 の XRD 測定結果

- 113 -

JAEA-Review 2013-066

5.4.2
5.4.2.1

金属電解法のオプションとしての Ca 還元法の検討
緒言（1）背景及び目的
燃料デブリの処置法の候補の一つとして、乾式による使用済燃料の再処理プロセスが挙げられている。乾式再処理プロセスの中でも使用済金属燃料の再処理法である金属電解法は準工学
規模での実証試験まで開発が進んでおり、デブリ処置への適用性を検証する上で適していると考えられる。一方、デブリは酸化物相や金属相、その混合相など様々な相状態が存在しており、それぞれの単相に分離することは困難であるため、そのままでは金属電解法には適用することが困難である。そこで、金属電解法を燃料デブリ処置に適用させるためには、酸化物を金属に変換する前処理工程が必須であり、その工程の研究技術開発が求められている。
金属カルシウム(Ca)は還元力が強く、溶融塩化カルシウム(CaCl2)を溶媒として用いた Ca 還元法では、溶媒への反応副生成物である酸化カルシウム(CaO)の溶解度が 850℃で約 21mol%と高いため 1) 、金属への還元反応が促進されることが期待される。そして、近年 CaCl2 や
NaCl-CaCl2 を溶媒とした Ca 還元法による遷移金属酸化物やその混合酸化物の金属への還元の成功例が報告されている 2-6)。しかし、この Ca 還元法の燃料デブリへの適用性については調べられておらず、デブリの乾式前処理工程の技術開発のためには溶融塩中での Ca 還元法の基礎研究が必要不可欠である。
（2）平成 24 年度の実施内容
平成 24 年度は、塩化ナトリウム-塩化カルシウム(NaCl-CaCl2)溶融塩中における Ca 還元の試験体系を確立し、酸化ジルコニウム(ZrO2)を金属ジルコニウム(Zr)へ還元し、Ca 還元の最適条件を検討した。
5.4.2.2

試験方法

NaC-CaCl2 溶融塩中における Ca 還元試験では、0.09628 g の ZrO2(和光純薬, 99%)と 0.10425
g の Ca(和光純薬, 99.5%)、1.93741 g の NaCl(Alfa, 99.99%)、5.52217 g の CaCl2(Alfa, 99.9%)の試料を用いた。
直径 5 mm の成型ダイスを用い油圧 150 kg/cm2 でプレスしペレット状にした ZrO2 と金属 Ca、
NaCl、
CaCl2 を外径 26 mm×内径 24 mm×高さ 26 mm のイットリアるつぼ(ニッカトー, 99.9%)に入れ、電気炉内に設置した。るつぼの設置後、加熱し 571℃で約 14 時間保持した。冷却し電気炉から取り出して、るつぼと溶融固化した試料を分離した。溶融固化体はステンレス製乳鉢で粉砕後、蒸留水中に入れた。未反応の Ca と塩化物が溶けた蒸留水を捨て、pH が 7 程度になるまで蒸留水による生成物の洗浄を行った。これは、未反応の Ca や反応副生成物と水との反応はそれぞれ以下の反応式で表されるためである。
Ca + 2H2O → Ca(OH)2 + H2

(1)

CaO + H2O → Ca(OH)2(2)

最後に、水分をわずかに含んでいる生成物を真空引きにより乾燥させた。
試料の取扱や電気炉による加熱は、酸素濃度 1 ppm 以下、水分濃度 3 ppm 以下に管理され- 114 -

JAEA-Review 2013-066

た Ar ガス雰囲気グローブボックス内で行った。
生成物は、粉末 X 線回折(XRD)による同定、走査型電子顕微鏡(SEM)による金相観察、及びエネルギー分散型 X 線分析(EDS)を行った。
5.4.2.3

試験結果及び考察得られた生成物の外観写真を図 5.4.2-1 に示す。生成物重量は 0.06029 g で、生成物は黒色の粉末状であった。得られた生成物の XRD パターンを図 5.4.2-2 に示す。XRD による同定の結果、生成物は Zr と ZrO2 の混合物であった。571℃におけるモル比 1:1 の NaCl-CaCl2 への CaOの溶解度が約 6.6mol%と推定され 7)、今回の試験で生成する CaO 全量が溶解することから、反応副生成物の CaO が反応を阻害した可能性は低いと考えられる。従って、ZrO2 がペレット状であったためペレット内部の ZrO2 が反応しないまま残ってしまったものと考えられる。すなわ
ち、加熱時間をより長くする、または加熱温度をより高くし反応速度を上げることで、未反応の ZrO2 も還元されることが期待される。
得られた SEM の観察写真を図 5.4.2-3 から 5 に示す。生成物の形状は、多孔質であった。次に生成物の EDS 分析に使用した領域の SEM 写真と、その領域のマッピングの結果を図 5.4.2-6に示す。Zr 元素は試料全体に分布していた。O 元素は Zr と Ca 元素分布と一部重なるような分布をしていた。Ca 元素は Cl 元素と分布がかなり似通っていた。すなわち、生成物中には、Zrと ZrO2、CaO、CaCl2 が存在していると推定される。XRD で CaO と CaCl2 が観測されなかったのは、その量が Zr と ZrO2 に比べ少ないためピークとして現れなかったと考えられる。また、CaO と CaCl2 は蒸留水での洗浄で除去しきれなかったため、残存したと考えられる。
これらの結果より、
NaCl-CaCl2 溶融塩中での Ca 還元の試験条件を以下の通りに改善すると、全量の酸化物を金属へ還元することが出来ると期待される。加熱温度をより高くし反応速度をあげる、特に金属 Ca の融点(852℃)以上では Ca の拡散が早くなるためその効果は大きいと考えられる。また、溶媒中の CaCl2 量を増やすことで、副生成物 CaO がより早く溶媒中に溶け込
み酸化物表面から離脱するため、未反応の酸化物が還元されやすくなると考えられる。
5.4.2.4

結言

燃料デブリの処置法の一候補として挙げられている乾式再処理法に必要な前処理工程として溶融塩中における Ca 還元法を提案した。その基礎研究のための試験体系を確立し、ZrO2 の Zrへの還元が可能であることを示した。その上で、今年度の試験条件から試験における Ca 還元の最適条件を策定した。

- 115 -

JAEA-Review 2013-066

参考文献
1） S. Boghosian, Aa. Godo, H. Mediaas, W. Ravlo and T. Ostvold, Acta Chim. Scand., 45(1991) pp.145-157.
2） R.O. Suzuki, K. Tatemoto and H. Kitagawa, J. Alloys Compd., 385 (2004) pp.173-180.
3） M. Baba, Y. Ono and R.O. Suzuki, J. Phys. Chem. Solids, 66 (2005) pp.466-470.
4） R.O. Suzuki and H. Kitagawa, Electrochemistry, 73 (2008) pp.724-729.
5） A.M. Abdelkader and E. EL-Kashif, ISIJ Int., 47 (2007) pp.25-31.
6） A.M. Abdelkader and A. Daher, J. Alloys Compd., 469 (2009) pp.571-575.
7） S. Wang, F. Zhang, X. Liu and L. Zhang, Thermochim. Acta, 470 (2008) pp105-107.

- 116 -

JAEA-Review 2013-066

図 5.4.2-1 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物の外観写真

40000
Zr
ZrO2

Intensity

30000

20000

10000

0
20

40

60

80

100

2-theta
図 5.4.2-2 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物の XRD パターン（○が Zr に由来するピーク、□が ZrO2 に由来するピーク）- 117 -

JAEA-Review 2013-066

図 5.4.2-3 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成

図 5.4.2-4 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物の SEM 写真(倍率 500 倍)

物の SEM 写真(倍率 1000 倍)

図 5.4.2-5 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物のSEM 写真(倍率 2000 倍)- 118 -

JAEA-Review 2013-066

図 5.4.2-6 ZrO2 の Ca 還元試験後の生成物の EDS 分析におけるマッピング領域の SEM
写真(倍率 2000 倍)と各元素のマッピング結果- 119 -

JAEA-Review 2013-066

5.4.3
5.4.3.1

電解還元プロセスにおける TRU 挙動緒言（1）背景及び目的
電解還元処理における長寿命のα核種である超ウラン元素(TRU)の挙動の把握は、再処理において発生する廃棄物処理の観点からも重要である。使用済み金属燃料の乾式再処理におけるTRU の挙動データはこれまでに充分に整備されており、物質収支に関しても概ね把握されている 1)。一方、電解還元プロセスにおける TRU 挙動データ取得は不十分であり、これまでに、
MA 含有 MOX 模擬試料の電解還元試験において塩浴中に TRU(特にプルトニウム及びアメリシウム)が溶出するという現象が報告されているのみである 2)。金属電解法によるデブリ処置における物質収支を把握するためには、電解還元プロセスにおける TRU の還元率及び塩浴への溶解率を把握することが重要である。
本件は、溶融燃料デブリの乾式処理における電解還元法前処理プロセスにおける TRU の挙動を把握することを目的して、これまでの研究を調査するとともに、基礎物性測定を実施する
ものである。
（2）平成 24 年度の実施内容
平成 24 年度は、酸化物を金属に転換するための前処理技術である LiCl-Li2O 溶融塩を溶媒として使用する電解還元技術における TRU 挙動について、今後の検討に必要な情報を取得することを目的として、これまでの報告を調査するとともに、不足しているデータ、及びデータ取得のための試験方法の検討を行った。また、デブリ処理を目的とした電解還元前処理プロセス
における TRU 挙動のうち、重要であるにもかかわらずデータの不足しているアメリシウムの溶解度測定試験に着手した。
5.4.3.2

電解還元プロセスにおける TRU 挙動の文献調査

これまでに、MA(Np 及び Am)含有 MOX 試料の電解還元処理試験における TRU 元素の挙動が報告されている 2)。これによると、大部分のウランが金属に還元される条件において電解還元処理を行うことによって塩浴中に U 及び TRU が溶出し、Pu と Am は U よりも濃度が大きくなる 2)。また、TRU 元素と化学的性質が似ているランタノイド元素は 90-95％程度が酸化物のまま還元されずに還元生成物中に不純物として含まれ、5-10%程度が溶融塩浴中に溶出するという報告がある 3)。塩浴中のランタノイド元素の溶出の程度は、塩浴への酸化ランタノイドの溶解度(表 5.4.3-1)と同じ傾向があると推測されている 3) 4)。また、TRU 元素のうち、Pu についてはランタノイド元素と同程度の溶解度を示すという報告がある 5)。これによると、Pu の
LiCl-Li2O 溶融塩中への溶解度は、Li2O 濃度が大きくなるにつれて大きくなる、また二酸化物(PuO2)よりも三二酸化物(Pu2O3)の溶解度が大きい(図 5.4.3-1)。Am については、AmO2 及び
Am2O3 の溶解度データの低 Li2O 濃度部分についてのみデータが取得されている 6)。これによると、AmO2 の溶解度は PuO2 と同程度、Am2O3 の溶解度は Pu2O3 の溶解度の数倍である 6)。
表 5.4.3-1 に示したイオン半径と溶解度の相関を勘案すると、Am 溶解度が Pu 溶解度と同程度であることが推測されるため、特にデータ点数の少ない Am2O3 の溶解度は、Li2O 濃度範囲を- 120 -

JAEA-Review 2013-066

広げて測定を行うことが必要であると考えられる。
5.4.3.3

電解還元プロセスにおける Am 挙動評価基礎試験

TRU 挙動を把握する上で重要であるにもかかわらずデータの不足している LiCl-Li2O 溶融塩
中への Am の溶解度測定のため、これまでの Pu 系での試験と同様な体系で、不活性ガス雰囲
気のホットセル内での試験に着手した。図 5.4.3-2 には、Am 試料、実験用器具、及び試験によって得られたサンプリング試料の外観を示す。
5.4.3.4

結言

酸化物を金属に転換するための前処理技術である LiCl-Li2O 溶融塩を溶媒として使用する電解還元技術における長寿命のα核種である TRU 元素の挙動の把握は、金属電解法によるデブリ処置における物質収支を把握する上で重要である。今後のプロセス検討に必要な電解還元前
処理における TRU 挙動基礎データの文献調査を行うとともに、重要であるにもかかわらずデータの不足している LiCl-Li2O 溶融塩中への Am の溶解度測定試験に着手した。

- 121 -

JAEA-Review 2013-066

参考文献
1） K. L. Nash, G. J. Lumetta (Eds.), Nuclear engineering for pyrochemical treatment ofspent nuclear fuels, In: Advanced separation techniques for nuclear fuel reprocessing andradioactive waste treatment (Woodhead Publishing Series in Energy: Number 2),
Woodhead Publishing Limited, Cambridge, pp.269-310, T. Koyama, 2011.
2） M. Iizuka, Y. Sakamura, T. Inoue, Electrochemical Reduction of (U-40Pu-5Np)O2 inmolten LiCl electrolyte, J. Nucl. Mat. 359, pp.102-113, 2006.
3） Y. Sakamura, M. Akagi, Pyrochemical Reprocessing Tests to Collect Uranium Metal from
Simulated Spent Oxide Fuel, Nucl. Technol. 179, pp.220-233, 2012.
4） Y. Sakamura, Determination of E-pO2- diagram for Lanthanum in LiCl melt at 923 K,
Electrochimica Acta, 80, pp.308-315, 2012.
5） T. Kato, Y. Sakamura, T. Iwai, Y. Arai, Solubility of Pu and Rare-earths in LiCl-Li2O melt,
Radiochim Acta 97, pp.183-186, 2009.
6） 平成 20 年度 文部科学省 原子力システム研究開発事業 電解還元法を適用した酸化物燃料の乾式再処理に関する技術開発 成果報告書 平成 21 年 3 月.

- 122 -

JAEA-Review 2013-066

表 5.4.3-1 ランタノイド元素及び Pu の LiCl-11.8 モル%Li2O(923K)への溶解度 5)
Ce

Pu

Pr

Nd

Gd

溶解度(10-4 モル分率)

8.7

6.6

5.3

2.7

1.8

0.5

イオン半径(nm)

0.103

0.101

0.100

0.099

0.098

0.094

溶融塩中のPu濃度(10-4mol%)

La

5
4
Pu2O3

3
2

PuO2

1
0
0

2
4
6
8
溶融塩中のLi2O濃度(mol%)10

図 5.4.3-1 Pu 酸化物の LiCl-Li2O(923K)への溶解度 5)

図 5.4.3-2 Am 酸化物の LiCl-Li2O(923K)への溶解度測定用試料(左から、Am2O3 試料、Am2O3 試料用小容器、試料容器、サンプリングした試料)- 123 -

JAEA-Review 2013-066

5.4.4
5.4.4.1

酸化物電解法の適用性に係る塩素ガスによる塩素化法の検討
緒言（1）背景及び目的
燃料デブリの主成分である U, Zr 酸化物固溶体は、結晶構造によっては硝酸等での難溶性が指摘されている。このような難溶性の酸化物固溶体の乾式再処理法として、乾式再処理の前処
理技術の適用が期待される。本件では、乾式再処理法の一つである酸化物電解法における使用
済 MOX 燃料の溶解技術として実績がある塩素化溶解の燃料デブリ溶解への適用性を評価することを目的とする。
（2）平成 24 年度の実施内容
平成 24 年度の試験では、溶融炉心デブリの主成分と考えられている UO2 と ZrO2 の固溶体模

擬デブリを用いて、塩素ガスによる溶解試験を実施した。
湿式法における硝酸溶解では、模擬デブリの組成として U に対して Zr の割合が大きいほど結晶構造に単斜晶が多くなり、難溶性となる実験結果が得られていることから、本件においても U/Zr 比が異なる試料を準備し、結晶構造の違いによる溶解性への影響を検討することとした。
また、塩素化溶解は溶融塩中での気-固反応となるため、固体である模擬デブリの表面積が大きく影響すると考えられることから、表面積が大きい粉末状の試料の他に、固体状（焼結したペレット状）の試験も実施し、固体表面からの溶解の状況を観察した。
模擬デブリ試料は原科研燃料高温 Gr にて調製し XRD による結晶構造解析及び SEM 観察等の特性評価を行った。組成は 2 種類、(0.5U, 0.5Zr)O2 及び(0.15U, 0.85Zr)O2 で、それぞれ粉末状(<100µ<)とペレット状の試料を準備した。
5.4.4.2

試料及び試験装置、手順（1）模擬デブリ試料
炉心溶融燃料は燃料成分の UO2 とジルカロイ被覆管成分である Zr が高温で溶融混合し、酸化物の固溶体(U, Zr)O2 が主成分になっていると考えられる。デブリの部位によって組成が異なっている可能性があること及び硝酸による溶解では U/Zr 比の違いによる結晶構造の違いの溶解性に与える影響が大きかったことから、本件では結晶構造が異なると考えられる 2 種類の固溶体を調製した。UO2-ZrO2 状態図は未だ確定された報告は無いが、概ね面心立方晶+若干の面心正方晶であり、千数百度の高温領域では Zr 割合が 80％を超えた辺りから面心正方晶が支配的になり、若干の単斜晶が混じるようになるとの報告がある。従って、本件では標準の組成として(0.5U, 0.5Zr)O2、難溶性デブリの例として(0.15U, 0.85Zr)O2 の組成とした。
模擬デブリ試料の調製は、所定量の UO2.0 と ZrO>1.96 を遊星ボールミルで混合した後、φ6.3mm ダイスで 300MPa で成形し、1750±10℃で 6 時間焼結（昇温 150 分、降温 90 分）する こ と に よ り 行 っ た 。 模 擬 デ ブ リ 試 料 の 理 論 密 度 は 、 (0.5U,0.5Zr)O2 で ~97%TD 、(0.15U,0.85Zr)O2 で~93%TD である。
各組成の試料の一部をタングステンカーバイド乳鉢で粒径 100μm 程度以下に粉砕した試料と、ペレット状そのままの試料を試験に供した。

- 124 -

JAEA-Review 2013-066

調製した試料の外観と X 線回折の結果を図 5.4.4-1 に示す（XRD は燃料高温 Gr 提供）。粉末状試料では呈色が強調されているが、(0.5U,0.5Zr)O2 は濃い褐色、(0.15U,0.85Zr)O2 は濃緑色を呈した。ペレット状試料では双方の相違は判別しにくい。結晶構造は、(0.5U,0.5Zr)O2 は面心立方晶が支配的で少量の正方晶と極微量の単斜晶を含むことがわかる。また(0.15U,0.85Zr)O2 は面心正方晶が支配的で、少量の単斜晶を含んでいる。
ペレット状模擬デブリの破断面の SEM 像を図 5.4.4-2 に示す（燃料高温 Gr 提供）。
(0.5U,0.5Zr)O2 の方が密な組織で粒界も密着しているように見える。
（2）試験装置及び試験条件
1）設備･装置の概要
塩素化溶解試験は応用試験棟の溶融塩電解試験装置で行った。図 5.4.4-3 に装置の概略を示す。
塩素ガスは最大 100ml/分の流量で供給可能である。ルツボはパイロカーボンコーティング炭素
ルツボ、塩素ガスの吹込みは石英製ガス吹き込み管を使用した。
2）試験条件及び操作
溶融塩は、塩素化溶解の実績が多い NaCl-CsCl 共晶塩（モル比 1：2、融点 486℃）を用いた。粉末状あるいはペレット状の模擬デブリを約 2g、反応式を考慮して若干過剰のカーボン（ロッドを粉砕したもの）を約 300mg をルツボに投入した後、共晶塩約 100g を加えた。
塩素化時の溶融塩温度は 620℃、塩素ガスの流量は装置の最大値である 100ml/分とした。塩素ガス吹き込みの状況を図 5.4.4-4 に示した。必ずしも溶解に最適化された装置形状とは言えな
いが、模擬デブリ固体表面への塩素ガスの接触による溶解反応は十分期待できる。
試験試料として以下の 3 種類を使用し、それぞれを Run1、Run2、Run3 とした。投入した模擬デブリ試料の外観を図 5.4.4-5 に示す。

Run-1：(0.5U, 0.5Zr)O2、粒径 100μm 以下粉末状、約 2g
Run-2：(0.15U, 0.85Zr)O2、粒径 100μm 以下粉末状、約 2g
Run-3：(0.5U, 0.5Zr)O2、ペレット状、3 個、合計約 2g
ルツボを電気炉にセットし、電気炉により加熱して溶融塩温度が所定の温度に達した後、溶融塩のサンプリングを行い塩素ガスの吹き込みを開始した。溶融塩のサンプリングはコールドフィンガー法により 1～3 時間おきに実施した。合計で 12～18 時間の溶解操作後に塩素ガス吹
き込みを終了し、塩を自然冷却固化した。
3）分析
塩素化溶解時のサンプリング試料は ICP-AES（誘導結合プラズマ発光分光分析、島津製作所
製 ICPS-7510）により溶融塩に溶解した U 及び Zr を定量分析した。
Run3 では塩素化溶解後にペレット状の未溶解物が得られたことから、その断面を SEM/EDX（SEM: 走査型電子顕微鏡 キーエンス製 VE-8800、EDX: エネルギー分散型 X 線分析装置 エ- 125 -

JAEA-Review 2013-066

ダックスジャパン製 Genesis）により観察すると共に元素マッピングにより溶解の様子を分析した。
5.4.4.3

試験結果及び考察（1）Run1 (0.5U,0.5Zr)O2 粉末(0.5U, 0.5Zr)O2 模擬デブリ粉末 2.022g（図 5.4.4-5 左）、NaCl-2CsCl 塩 101.17g、炭素 0.315g
をルツボに装荷し、合計 12 時間の塩素化溶解を実施した。試験後に冷却固化した塩を 4 分割した断面を図 5.4.4-6 に示す。塩は 6 価ウランの特徴である黄色を呈していることから、UO2 は
UO2Cl2 として溶解したと考えられる。
サンプリング塩の濃度から以下の式(1)にて簡易的に求めた溶解率の変化を図 5.4.4-7 に示した。
溶解率 =（サンプリング塩から求めた塩中濃度）×（試験後の塩全重量）(1)／（装荷した重量）

先行して UO2 が溶け始め、続いて ZrO2 が溶解していく様子がわかる。両者の違いは塩素との反応速度の違いに由来すると考えられる。試験終了時点で UO2 は 98.5％溶解したのに対し、ZrO2 は 31.6％に留まっているが、このまま塩素化を続ければ大部分の ZrO2 を溶解できると考えられる。
（2）Run2(0.15U,0.85Zr)O2 粉末(0.15U, 0.85Zr)O2 模擬デブリ粉末 2.038g（図 5.4.4-5 中）、NaCl-2CsCl 塩 101.03g、炭素0.363g をルツボに装荷し、Run1 と同様に合計 12 時間の塩素化溶解を実施した。試験後に冷却固化した塩を 4 分割した断面を図 5.4.4-8 に示す。模擬デブリ試料中の U 量が Run1 に比べて低いこともあり、呈色は僅かである。
Run1 と同様にサンプリング塩の濃度変化から求めた U 及び Zr の溶解率を図 5.4.4-9 に示した。
試料中の Zr 割合が高いため、Run1 に比べて ZrO2 の溶解が顕著となっている。一方、Run1と同等の時間では UO2 は全量溶解に達していない。
（3）Run3(0.15U,0.85Zr)O2 粉末(0.5U, 0.5Zr)O2 ペレット状の模擬デブリは 3 個で合計 2.288g（図 5.4.4-5 右）であった。
NaCl-2CsCl 塩 101.62g、炭素 0.422g をルツボに装荷し、溶解しにくいことを見越して Run1や Run2 よりも多い合計 18 時間の塩素化溶解を実施した。試験後に冷却固化した塩を 4 分割したところ、図 5.4.4-10 に示す様に、未溶解のペレットが観察された。塩から取出そうとしたところ、わずかな力で破断し、図 5.4.4-10 の下図に示す様な断面を呈した。
Run3 における U 及び Zr の溶解率を図 5.4.4-11 に示した。試料がペレット状であることから、塩素ガスとの接触表面積が小さく、ZrO2 の溶解は殆ど進んでいないことが分かる。
溶融塩中に残った未溶解ペレットを水洗したところ、図 5.4.4-12 左上の様に外周部が白色となり、内部は元の試料と同様の褐色を呈した。超音波洗浄後、SEM/EDX にて破断面を分析し- 126 -

JAEA-Review 2013-066

た。SEM 像及び EDX による元素マッピングを同じく図 5.4.4-12 に示す。
周辺の白色の部分は塩の成分の Cs や Cl が浸透している。この部分の U は溶出し、Zr が残っているのがわかる。全体的に酸素が分布しており、U や Zr は酸化物になっていると考えられる。試料片の周辺部及び境界部の SEM 像を図 5.4.4-13 に示す。U の溶出により空隙が生じている様子がわかる。U 溶出境界の内側は滑らかな破断面であり、図 5.4.4-3 に示した塩素化溶解
試験前の模擬デブリ破断面と肖似している。溶融塩は空隙に十分浸透している様子から、速度は遅いながらも U の溶解反応はさらに進展していくと考えられる。また、残留した ZrO2 の表
面積は大きくなっていることから、塩素化を継続すれば ZrO2 の溶解も進む可能性が大きいと判断できる。
5.4.4.4

結言

粉末状の(0.5U, 0.5Zr)O2 では、10 時間程度で U はほぼ全量溶解し、続いて Zr の溶解率が上昇していく結果となった。硝酸では難溶性を示す (0.15U, 0.85Zr)O2 においても、12 時間の塩素化で 80%以上の U 及び 40%以上の Zr が溶解しており、溶解率の変化から、塩素化の継続に
よりさらに溶解が進むと考えられる。試験終了後の揮発塩フィルタには U のみ存在し、Zr は揮発していないことが分かった。
ペレット状の(0.5U, 0.5Zr)O2 では、固溶体の外周部から UO2 のみが選択的に溶解する様子が見られた。約 18 時間の塩素化により、ペレット表面から 0.3~0.5mm の UO2 は溶出していることから、模擬デブリの粗粉砕により粒径をその程度にすれば、同程度の時間でほぼ全量の U を溶解できると推定でき、粉末状試料の結果から、U の溶解に続いて Zr の溶解も進展すると考えられる。

- 127 -

JAEA-Review 2013-066(0.15U, 0.85Zr)O2
正方晶が主で、一部単斜晶を含む

U 模擬ﾃﾞﾌﾞﾘ粉末の外観
粉末の外観(左：(0.5U,0.5Zr)O2
右：(0.15U,0.85Zr)O2)(0.5U, 0.5Zr)O2
面心立方晶が主で、少量の正方晶と極微量の単斜晶を含む

U 模擬ﾃﾞﾌﾞﾘﾍﾟﾚｯﾄの外観の外観(左：(0.5U,0.5Zr)O2
右：(0.15U,0.85Zr)O2)
図 5.4.4-1

U 模擬デブリの粉末 X 線回折(上：(0.15U,0.85Zr)O2、下：(0.5U,0.5Zr)O2)

調製した模擬デブリの外観と X 線回折結果

図 5.4.4--2 焼結体破断面の SEM 2 次電子像
左：(0.5U,0.5Zr)O(0.5U,0.5Zr)O2、右：(0.15U,0.85Zr)O2- 128 -

JAEA-Review 2013-066

ガス導入口

温度計

スクラバへ
揮発塩フィルタ

塩素ガス

排気管
断熱材
（窒化ホウ素製）

ハステロイ製
溶解槽フランジ

断熱材（パイロカーボン
コーティング黒鉛製）

ルツボ（パイロカーボン
コーティング黒鉛製）

ライナー（パイロカーボン
コーティング黒鉛製）
内炉心管（ハステロイ製）

図 5.4.4-3

塩素化試験装置の概略図及び各部の外観
塩素ガス
ガス吹き込み管
φ10mm
φ70mm
溶融塩
ペレット状模擬デブリ

図 5.4.4-4
4

図 5.4.4-5

塩素ガス吹き込み状況投入した試料外観（左から Run1、Run2、Run3））- 129 -

JAEA-Review 2013-066

100%
U (%)
Zr (%)

Dissolution rate [%]80%
60%(0.5U,0.5Zr)O2
powder
0.1L/min-Cl 2

40%
20%

図 5.4.4-60%

固化塩の断面（4
（ 分割）

0

200

400

600

800

Time [min]図 5.4.4-7100%(0.15U,0.85Zr)O2
powder
0.1L/min-Cl 2

Dissolution rate [%]80%

図 5.4.4-8

Run2 固化塩の断面（4
固化塩の断面（ 分割）

U 及び Zr の溶解率（Run1）
の溶解率（

U (%)
Zr (%)

60%
40%
20%
0%
0

200

図 5.4.4-9

400Time [min]

600

800

U 及び Zr の溶解率
（Run2）

Dissolution rate [%]100%(0.5U,0.5Zr)O2
pellet0.1L/min-Cl2

80%

U (%)
Zr (%)

60%
40%
20%
0%
0

図 5.4.4-10 Run3 未溶解ペレットの外観と破断面

図 5.4.4-11- 130 -

500
Time [min]1000

U 及び Zr の溶解率（Run3）（

JAEA-Review 2013-066

SEM

Na

Cs

Cl

U

Zr

O

図 5.4.4-12

残留ペレット破断面の SEM 像と EDX による元素マッピング

図 5.4.4-13
13

残留ペレット洗浄片の断面 SEM 像- 131 -

JAEA-Review 2013-066

5.4.5
5.4.5.1

酸化物電解法のオプションとしての塩素化剤塩素化法の検討
緒言（1）背景及び目的1F 事故において、固化した溶融燃料(デブリ)の処置法の検討が進められており、その一候補として乾式による使用済燃料の再処理法が挙げられている。乾式再処理法のうち、使用済金属
燃料の再処理法である金属電解法と、使用済酸化物燃料の再処理法である酸化物電解法は、準工学規模での実証試験まで開発が進んでおり、デブリ処置への適用性を確認する上で適している。一方、デブリは酸化物相や金属相、その混合相など様々な相状態が存在しており、それぞれの単相に分離することは困難であるため、そのままでは金属電解法や酸化物電解法には適用できない。
このうち、酸化物電解法をデブリに適用させるためには、酸化物を塩化物に変換する前処理技術の開発が必要となる。五塩化モリブデン（MoCl5）は、従来の手法で塩素化剤として用いられてきた塩素ガスに比べて塩素化力が強く低温で反応が可能で、常温で固体であるため取扱いが容易であり、反応副生成物（Mo-O-Cl）を蒸発分離可能であるという利点がある 1) 2)。MoCl5を用いた塩素化法のデブリへの適用性を確認するためには、UO2 や TRU などの燃料成分や、多成分系の模擬デブリの塩素化挙動の解明が必要である。
（2）平成 24 年度の実施内容
そこで、本研究では、酸化物電解法のオプションとして、MoCl5 を用いた塩素化法のデブリへの適用性を確認することを目的とする。平成 24 年度は、デブリの主要な成分である ZrO2 及
び UO2 について、MoCl5 による塩素化試験を行い、その反応挙動を調べた。
5.4.5.2

MoCl5 による ZrO2 の塩素化試験（1）目的UO2 及び模擬デブリの塩素化試験の予備試験として、MoCl5 による ZrO2 の塩素化試験を行って試験手法を確立し、デブリを塩素化するための試験条件に関する知見を得る。
（2）試験方法
酸素濃度 4ppm 以下、水分濃度 3ppm 以下のアルゴンガス雰囲気のグローブボックス中において、以下の方法で試料を調製した。出発物質として市販の ZrO2（シグマアルドリッチ社製、粉末状、純度 99.99％）と MoCl5（シグマアルドリッチ社製、粉末状、純度 99.99％）を用いた。
これらを ZrO2：MoCl5 のモル比が 1：2.1 となるように混合し、メノウ製の乳鉢で微粉砕した。
この ZrO2+MoCl5 混合粉末約 230 mg を、油圧式プレス機によりプレス圧約 1 トン/cm2 でφ4mmのペレット状に成型した。これを真空中でパイレックスガラス管内に真空封入し、塩素化試験の試料とした。真空封入後の試料の外観を図 5.4.5-2 に示す。ここで、内圧の上昇によるガラス
管の破損を防ぐため、加熱温度である約 300℃においてガラス管の内圧が 1 atm 未満になるよ
うに試料量を設定した。
ZrO2 塩素化試験の実験体系を図 5.4.5-1 に示す。ZrO2 の塩素化反応と反応生成物である- 132 -

JAEA-Review 2013-066

Mo-O-Cl の蒸留分離を同時に行うため、温度勾配のついた横型管状炉内に試料ペレットが中心部分に来るように設置して、約 300℃で 5 時間加熱を行った。加熱中、試料ペレットのあるガ
ラス管の右端部の温度は約 300℃となり、ガラス管の左端部は約 100℃となった。
アルゴンガス雰囲気のグローブボックス中で、反応後の試料の入ったガラス管を開封し、生成物を回収した。回収後の生成物は、乳鉢で粉砕後に密閉式の X 線回折ホルダに入れ、粉末 X
線回折により相を同定した。
（3）試験結果及び考察
試験後の試料の外観を図 5.4.5-3 に示す。約 300℃の加熱後、試料ペレットのあったガラス管の右端には、白色の生成物が得られ、ガラス管左端の低温部には反応副生成物である MoOCl3と思われる黒色～茶色の物質が析出した。生成物の粉末 X 線回折の結果を図 5.4.5-4 に示す。
白色の生成物の主成分は ZrCl4 と ZrO2 の混合物であることが分かった。また、MoCl5 のピーク
も一部が検出された。報告されている MoCl5 と ZrO2 の反応試験の結果から 1)、ZrO2 と MoCl5の反応式は以下であると考えられる。
ZrO2+2MoCl5→ ZrCl4+2MoOCl3(1)

したがって、MoCl5 により、大部分の ZrO2 が ZrCl4 に塩素化されたが、一部未反応の ZrO2が残ったと考えられる。反応が不十分であった理由は、昇温中、反応前に MoCl5 が昇華し、低温部に分離してしまったためと考えられる。MoCl5 のピークが検出された理由は、生成物の回収の際に低温部に析出した MoCl5 が混入したためと考えられる。
よって、MoCl5 によって ZrO2 が塩素化できることを確認し、UO2 及び模擬デブリの塩素化試験の実験手法を確立した。
5.4.5.3

MoCl5 による UO2 の塩素化試験（1）目的
MoCl5 による UO2 の塩素化試験を行い、デブリの主要成分である UO2 の塩素化挙動を解明する。
（2）試験方法
酸素濃度 4ppm 以下、水分濃度 3ppm 以下のアルゴンガス雰囲気のグローブボックス中において、以下の方法で試料を調製した。図 5.4.5-5 に出発物質である UO2 と MoCl5 試料の外観を示す。UO2 試料は茶褐色で、試料中のウランは天然ウランであり、Ar-20%H2 混合ガス気流中800℃で 2 時間加熱することで O/M を 1.0 に調整した。MoCl5 試料は黒色であり、シグマアルドリッチ社製、純度 99.99％のものを用いた。
報告されている MoCl5 による Ln2O（Ln=La,Nd）3の塩素化反応試験の結果 1) 2)より、MoCl5 と UO2 の反応は式(2)と予想され、R=MoCl5/UO2（モル比）=1.0 以上で全量の UO2 が塩素化され、反応副生成物の MoO2Cl2 は蒸留分離可能であると推察される。
UO2+MoCl5→MoC3 + MoO2Cl2- 133 -

(2)

JAEA-Review 2013-066

そこで、粉末状の UO2 約 100 mg と MoCl5 約 150 mg（R=1.5）を乳鉢で混合・粉砕後、油圧式プレス機により 1 トン/cm2 でφ4.0mm のペレット状に成型した。
図 5.4.5-6 に UO2+MoCl5
試料ペレットの外観を示す。この試料ペレットを、パイレックスガラス管（外径φ22mm×内
径φ18mm×長さ 150mm）内に真空封入した。ここで、内圧の上昇によるガラス管の破損を防
ぐため、加熱温度である約 400℃においてガラス管の内圧が 1 atm 未満になるように試料量を設定した。
5.4.5.2 の ZrO2 の塩素化試験では、温度勾配のついた電気炉を用いて塩素化反応と反応副生成物である Mo-O-Cl の蒸留分離を同時に行った結果、未反応の MoCl5 が昇華して試料から分離したため、反応が不十分であった。そこで、本試験では UO2 の塩素化反応と反応副生成物の蒸留分離を分けて行った。
まず、温度分布が均一なマッフル炉を用いて、ガラス管に封入された UO2+MoCl5 試料を加熱し、UO2 の塩素化試験を行った。電中研の MoCl5 による Ln2O3 反応試験では、約 400℃で 2
時間以上の加熱でほぼ全量の Ln が塩素化された 1) 2)。この試験結果を基に、加熱条件は 400℃
で 3 時間とした。
次に、未反応の MoCl5 及び反応副生成物の Mo-O-Cl を蒸留により反応生成物から分離する
ため、図 5.4.5-1 に示した温度勾配のついた横型管状炉を用いて、400℃で 3 時間、ガラス管に封入された反応後の試料を加熱した。加熱中、試料ペレットのあるガラス管の右端部の温度は約 400℃となり、ガラス管の左端部は約 120℃となった。
アルゴンガス雰囲気のグローブボックス中で、反応後の試料の入ったガラス管を開封し、生成物を回収した。回収後の生成物は、乳鉢で粉砕後に密閉式の X 線回折ホルダに入れ、粉末 X
線回折により相を同定した。
（3）試験結果及び考察
図 5.4.5-7 に塩素化試験後の試料外観を示す。加熱中、ガラス管内部は MOCl5 及び反応副生
成物の Mo-O-Cl と思われる黒色～茶色の気体で満たされた。加熱後の試料ガラス管内部は、全体的に黒色～茶色の物質が針状に析出し、UO2＋MoCl5 試料ペレットがあった場所には黄緑色のペレット状の生成物が残った。ウランの塩化物のうち、UCl4 は黄緑色、UCl3 は赤紫色と報告されており、この生成物は UCl4 と考えられる。
反応副生成物の蒸留分離後の試料外観を図 5.4.5-8 に示す。加熱後、黒色〜茶色の揮発性物質
は低温部に析出し、黄緑色の生成物から分離された。反応後の試料の入ったガラス管から回収した生成物の外観を図 5.4.5-9 に示す。生成物は多孔質のペレット状であり、スパチュラで簡単に崩れた。
図 5.4.5-10 に生成物の XRD プロファイルを示す。UCl4 のピークが最も大きく、中間生成のUOCl2、未反応の MoCl5 のピークも見られた。したがって、当初想定していた UCl3 の生成する式(2)に示す反応ではなく、UCl4 生成する式(3)及び式(4)の反応により目的のウラン塩化物が得られたが、一部反応が十分に進まない部分が残ったと考えられる。

- 134 -

JAEA-Review 2013-066

UO2+MoCl5→MoC4 + 3MoO2Cl(3)

UO2+2MoCl5→2Mo4 + 2MoOCl3(4)

今回の実験ではペレット状に成型した UO2＋MoCl5 試料を用いたが、加熱温度である 400℃
において MoCl5 は気体であるため、ペレット状では MoCl5 が内部まで侵入しないことも考えられる。そのため、反応率を上げるためには、ペレット状に成型せずに粉末状のまま加熱することが考えられる。また、実際のデブリは塊状で取り出されると考えられるため、塊状の試料を用いた塩素化試験が課題である。
5.4.5.4

結言

平成 24 年度の試験結果から、400℃の加熱によって MoCl5 との反応で UO2 を塩素化でき、反応副生成物である Mo-O-Cl を蒸留分離できることを明らかにした。
上記の ZrO2 及び UO2 の試験結果を基に、(U,Zr)O2 模擬デブリを用いた試験を平成 25 年度に実施予定である。また、今回の試験では粉末状の試料を出発物質に用いたが、実際のデブリは塊状で取り出されると考えられるため、塊状の試料の塩素化挙動の解明が課題である。
参考文献
1） 土方、倉田、電力中央研究所報告 T98052「MoCl5 を用いたランタン酸化物とジルコニウム
酸化物の塩化物への転換」、1999 年.
2） 土方、倉田、電力中央研究所報告 T99084「五塩化モリブデンを用いた低温塩素化技術の開発（II）-ネオジム酸化物の塩素化最適条件と副生成物（モリブデンオキシクロライド）の分
離-」、2000 年.

- 135 -

JAEA-Review 2013-066

電気炉（約 300℃）

熱電対

真空封入したパイレックスガラス管
図 5.4.5-1

図 5.4.5-2

図 5.4.5-3

ZrO2 +MoCl5 ペレット（φ4mm、約 230mg）
ZrO2 塩素化試験の実験体系

試験前の試料外観（左：全体像、右：試料部分拡大）試験後の試料外観（下：全体像、左上：析出物部分拡大、右：試料部分拡大）- 136 -

JAEA-Review 2013-066

図 5.4.5-4

ZrO2 塩素化試験後の生成物の粉末 X 線回折プロファイル

図 5.4.5-5

UO2（左）と MoCl5（右）試料の外観- 137 -

JAEA-Review 2013-066

図 5.4.5-6

UO2+MoCl5 ペレット外観（外径φ4mm））

塩素化試験後の試料外観 下：全体像、右上：試料ペレット部分拡大、左上：析出
図 5.4.5-7 塩素化試験後の試料外観(下：全体像、右上：試料ペレット部分拡大、左上：析出
物部分拡大)

図 5.4.5-8
部分拡大)

蒸留分離後の試料外観 下：全体像、右上：試料ペレット部分拡大、左上：析出物
蒸留分離後の試料外観(下：全体像、右上：試料ペレット部分拡大、左上：析出物- 138 -

JAEA-Review 2013-066

図 5.4.5-9

回収後の生成物（左：回収直後、右：スパチュラで切断後）

20000

Intensity (count)

15000●：UCl4 (JCPDS、l41/am(141),●●

tetragonal)■：UOCl2 (JCPDS)◇：MoCl5 (JCPDS、monoclinic)

10000

●●

5000

0
10

●
●
●
◇
■
◇ ■
●
●●
■● ● ●●
●
■
■ ● ●
● ●
●● ●

20

●

30

40
50
2 theta (deg.)6070

図 5.4.5-10 UO2 の塩素化試験後の生成物の X 線回折プロファイル- 139 -

JAEA-Review 2013-066

5.4.6
5.4.6.1

Mo酸塩溶解技術の適用性の確認
緒言（1）背景及び目的1F事故で破損した炉心燃料（燃料デブリ）は、処置を行う際の硝酸への難溶性が指摘されている。JAEA燃料デブリ取扱技術開発Gr（以下、デブリGr）では、従来開発を進めてきた湿式、乾式再処理技術の燃料デブリの処置への適用性検討を進めている。
本件では、数年前から新たな乾式再処理技術として研究を行っているモリブデン酸塩の利用可能性を検討することを目的とする。
従来の再処理技術としての検討では、モリブデン(Mo)酸塩による燃料の溶解性に着目し、脱被覆と溶解の一体型処理法としての再処理の可能性について検討してきており、被覆管を溶解
せず、酸化物の燃料部分のみを短時間で溶解でき、かつ電解等により核物質を回収できる見通しが得られている1)。
（2）平成24年度の実施内容
本件では、プロセスの特徴である燃料の溶解特性の溶融燃料処理への適用性を検討するために、燃料デブリの模擬物質を用いたMo酸塩による溶解試験を実施した。平成23年度の試験では二酸化ウランを溶解し、ジルコニアやジルコニウム金属を残す特性及び条件が明らかになった。
平成24年度はデブリの主成分と考えられているUO2とZrO2の固溶体試料((U, Zr)O2試料)を中心としてMo酸塩による溶解特性を評価した。
5.4.6.2(U,Zr)O2 固溶体試料の調製溶解試験には、U と Zr の組成比モル比で 50/50 及び 15/85 の UO2 と ZrO2 の固溶体試料((U,Zr)O2 試料)を調整して使用した。UO2（天然ウラン）粉末と ZrO2 粉末（株式会社高純度化学研
究所、純度 98%、粒径約 1μｍ）を所定量秤量し、メノウ乳鉢で 30 分以上混合し、直径約 10mmφのダイスを使用して 1.5t/cm2 で加圧成型し、グリーンペレットを作製した。なお、成型時には外部潤滑剤（イソステアリン酸）を使用した。グリーンペレットをケラマックス炉で 1750℃で4 時間焼結した。焼結雰囲気は露点 16℃の wet H2 ガス雰囲気（1750℃における酸素ポテンシ
ャル約-400kJ/mol）とした。さらに降温時は炉内温度が約 1300℃になった時点で試料を炉心管の端部に移動し急冷した。焼結後のペレット及び粉砕後の試料の外観を図 5.4.6-1 に示す。いく
つかの試料にはクラックや割れが生じたが破砕には至っておらず溶解試験には支障がないと判断し、そのまま試験に供した。
調整した模擬デブリ試料の結晶状態は X 線回折（XRD、スペクトリス㈱製 X’Pert MPD）により分析した。回折範囲は広範囲測定（2θ＝5～140°、スキャンスピード＝0.05°/sec、ステッ
プサイズ＝0.05°）とした。図 5.4.6-2 に UO2 と ZrO2 試料の混合粉末及び模擬デブリペレット
粉末の XRD パターンを示す。(0.5U,0.5Zr)O2 試料では単斜晶（Monoclinic）のピークは認められず、主に立方晶（Cubic）で若干の正方晶（Tetragonal）のピークが認められた。立方晶のピークはかなりブロードであった。(0.15U,0.85Zr)O2 試料では単斜晶のピークが主であり、若干の正方晶及び立方晶のピークが認められた。立方晶については UO2 中の U4+イオンが Zr4+イオ- 140 -

JAEA-Review 2013-066

ンに置換することによりピークが高角度側にシフトしている。一方、単斜晶及び正方晶については ZrO2 中の Zr4+イオンが U4+イオンに置換することによりピークが低角度側にシフトしている。これらの結果から(0.5U,0.5Zr)O2 試料では立方晶 UO2 中に ZrO2 が固溶した相と正方晶
ZrO2 中に UO2 が固溶した相が混在していると考えられ、(0.15U,0.85Zr)O2 の試料では立方晶
UO2 中に ZrO2 が固溶した相と単斜晶及び正方晶 ZrO2 中に UO2 が固溶した相が混在していると考えられる。
5.4.6.3

溶解試験（1）試験条件
モリブデン酸溶融塩中での溶融炉心燃料の構成化合物である(U, Zr)O2及び制御棒成分由来のホウ化物、炭化物であるFeB, ZrB2, ZrCの溶解性を把握する試験を実施した。本試験は、試験条件として、固溶体のU/(U+Zr)比, MoO3のモル比、固溶体の形状、制御棒成分の有無を変えた6ラン(表5.4.6-1)とし所定の試薬を添加する。助剤であるMoO3のモル比がUO2の2倍以上であるとUO2が全量溶解することが報告1) 2)されていることから、MoO3/UO2=2の条件で実施した。
制御棒成分の影響を評価するために、制御棒成分のFe,B, Cの化合物を添加した試験を実施した(Run2)。固溶体のU/Zr比による影響を評価するため、固溶体のモル比をU/(U+Zr)=0.5, 0.15と変化させ、溶解試験を実施した(Run3)。U含有率の低い固溶体(U/(U+Zr)=0.15)に対して、MoO3のモル比をMoO3/UO2=2, 5と変化させ、溶解試験を実施した(Run 3, 4)。固溶体の形状による影響を評価するために、固溶体のモル比がU/(U+Zr) = 0.5, 0.15のペレット状の固溶体試料と粉砕した固溶体試料の溶解試験を実施した(Run1,3,5,6)。
（2）試験手順
磁性るつぼにNa2MoO4とMoO3を添加し十分に機械混合し、これを大気雰囲気下で750℃に加熱した 。これにより Na2MoO4 とMoO3 は 溶解し、黄色 い液体である モリブデ ン酸溶融塩(Na2Mo2O7－Na2MoO4)が得られる。表5.4.6-1に示した所定量にて調製した塩に各Runの所定量の試料を添加した。撹拌は石英管による空気バブリング（流速約100ml/min）で行った。加熱、試料添加後、Run1では8時間、Run2～Run6では6時間の溶解を行った。各Runの所定の試料の添加後、約1時間ごとに、溶融塩の一部をコールドフィンガー法によって採取した、サンプ
リングの際は、固体成分の混入を避けるため攪拌を停止した。サンプリング塩を溶解させて水溶液とし、ICP-AESでU, Zr, B, およびFeの塩中濃度を求めた。各Run終了後は、固化塩の全量を溶解し、ICP-AESで上記各元素の塩中濃度を求めた。
（3）試験結果及び考察
溶解試験の全Runにおいて酸化物添加後の溶融したモリブデン酸溶融塩は赤褐色の液体となり、残渣が確認された。赤褐色を呈した溶融塩を室温に冷却すると凝固物が得られ、これらをるつぼから取り出し、分析試料とした。この際、Run1, 2, 3, 4の底部には、黒色の残渣が確認できた。塩を水で溶解し、ろ過後の残渣を観察した。Run1, 2, 3, 4では黒色の残渣が確認でき、
Run5, 6ではペレットの残渣が確認できた。残渣ペレットの表面は黒色から灰色へと変化してい- 141 -

JAEA-Review 2013-066

た。全試験Runの溶解操作における試料外観を図5.4.6-3に示す。
酸化物投入から所定時間後にコールドフィンガー法で溶融塩の一部を採取した塩および試験後に回収した塩を水で溶解し、ICP-AES を用いて U, Zr, Fe 及び B 濃度を測定した。塩中の各元素濃度を基に、以下の式(1)により各元素の溶解率を算出した。
溶解率(%) = [溶融塩中の元素濃度] ／ [全量溶解した時の塩中濃度] ×100

(1)

本試験で実施した条件であるUO2 1mol, Na2MoO4 20mol, MoO3 2molで(0.5U,0.5Zr)O2 が全量溶解した場合、Uの濃度は4.3wt%、Zrの濃度は1.6wt%となる。同様に(0.15U,0.85Zr)O2の試料が全量溶解した場合、Uの濃度は3.9wt%、Zrの濃度は8.5wt%となる。また、Fe及びBに関しては、添加試薬が全量溶解した時、Fe濃度は0.48wt%、B濃度は0.29wt%となることから、これらを溶解率100％として評価した。算出した溶解率の変化を図5.4.6-4に示した。
制御棒成のZrの溶解については、ZrO2の溶解率に包括して評価した。
Run1 では、溶解率が 5 時間ほどで 90%以上に達しており、8 時間では全量溶解していることが分かる。Run1, Run3 では固溶体の UO2/ZrO2 比率についての比較を行った。Run3 では、
6 時間溶解後の U の溶解率が 43.4%であり、Zr 割合が高い方が溶解速度が遅いことが分かる。
Run1 と Run5, Run3 と Run6 を比較することで表面積による溶解率の違いを評価した。いずれの U/Zr 組成においても、表面積が小さいペレット状の試料では溶解速度が極めて小さくなっている。過去の試験では UO2 に対する MoO3 の量が多い方が溶解速度が大きくなる傾向が見られていることから、Run3 と Run4 との比較することで MoO3 量による影響を評価した。溶解開始 6 時間後の U 溶解率が MoO3/UO2 = 2 の Run3 では 43.4%であるのに対して、MoO3/UO2= 5 の Run4 では 83.3%と U 溶解率を促進する効果があることが分かった。制御棒成分の違い
を Run1 と Run2 で評価した。
鉄やホウ素はほぼ全量溶解している U の溶解は阻害されている。
5.4.6.4

結言

本試験の結果、ウランが優先的に溶解し、ジルコニウムの溶解率は 10%以下を保つことが分かった。また、ウラン、ジルコニウムの溶解に対して、Na2Mo2O7、表面積、固溶体中 U/Zr 濃度比が大きく影響することが分かった。制御棒成分が混入することにより、ウランの溶解が阻害されることが確認された。
また、今後の検討における課題としては、塩中に溶解したウラン回収方法、操作温度の低下、基礎物性取得によるプロセス最適化検討が必要と考えられる。
参考文献
1） 水口浩司他, “モリブデン酸溶融塩を用いた乾式再処理プロセスに関する研究”, 日本原子力学会
和文論文誌, Vol. 6, No. 4, pp. 484-490, 2007.

2） 水口浩司他, “シビアアクシデントで生じた燃料デブリの処置法に関する検討 －モリブデン酸
溶融塩による酸化物の溶解性に関する基礎試験－”，日本原子力学会2013年春の年会予稿集B34，
2013.

- 142 -

JAEA-Review 2013-066

表5.4.6-1

溶解試験の条件と比較パラメータ
単位：g, ( )内：mol 比

Run1

Run2

Run3

Run4

Run5

Run6

Na2MoO4

15.3 (20)

15.3 (20)

15.3 (20)

15.3 (20)

15.3 (20)

15.3 (20)MoO3

1.1 (2)

1.1 (2)

1.1 (2)2.7 (5)

1.1 (2)

1.1 (2)
3.6 (6.7)(U, Zr)O2固溶体

1.5 (2)

1.5 (2)

3.6 (6.7)

3.6 (6.7)

1.5 (2)[内UO2相当量]

1 (1)

1 (1)

1 (1)

1 (1)

1 (1)

1 (1)

[U/Zrモル比]0.5/0.5

0.5/0.5

0.15/0.85

0.15/0.85

0.5/0.5

0.15/0.85

[形状]

粉砕

粉砕

粉砕

粉砕

ﾍﾟﾚｯﾄ

ﾍﾟﾚｯﾄ

制御棒成分

―

―

―

―

―

FeB

0.12 (0.5)

ZrB2

0.21 (0.5)

ZrC

0.19 (0.5)

パラメータ
U/(U+Zr)比

●

―

●

―

―

―

MoO3量

―

―

●

●

―

―

形状

●

―

■

―

●

■

制御棒成分

●

●

―

―

―

―

(0.15U, 0.85Zr)O2(0.5U, 0.5Zr)O2

図 5.4.6-1

調製した模擬デブリ試料(U, Zr)O2 の外観- 143 -

JAEA-Review 2013-066

図 5.4.6-2

調製した模擬デブリ固溶体の XRD 測定結果

- 144 -

JAEA-Review 2013-066

Run

投入直後

溶解後

凝固塩

凝固塩

1

2

3

4

5

6

図 5.4.6-3 モリブデン酸による試料溶解の様子- 145 -

溶解残渣

JAEA-Review 2013-066

UO2/ZrO2モル比50:50, MoO3/UO2モル比2:1
制御棒成分有UO2/ZrO2モル比50:50, MoO3/UO2モル比2:1
100

80

80

60

U溶解率
Zr溶解率

40

U溶解率

溶解率/ %

溶解率/ %

100

60

Zr溶解率
Fe溶解率

40

B溶解率

20

20

0

0
0

1

2

3

4
5
時間/h

6

7

0

8

100

80

80
U溶解率
Zr溶解率

溶解率/ %

溶解率/ %

100

40

3
4
時間/h

5

6

60

U溶解率
Zr溶解率

40
20

20

0

0
0

1

2

3
時間/h

4

5

0

6

UO2/ZrO2モル比50:50, MoO3/UO2モル比2:1
ペレット

100

1

2

3
時間/h

4

5

6

UO2/ZrO2モル比15:85, MoO3/UO2モル比2:1
ペレット

100
80

60

U溶解率
Zr溶解率

40

溶解率/ %

80
溶解率/ %

2

UO2/ZrO2モル比15:85, MoO3/UO2モル比5:1

UO2/ZrO2モル比15:85, MoO3/UO2モル比2:1

60

1

60

U溶解率
Zr溶解率

40
20

20

0

0
0

1

2

3
時間/h

4

図 5.4.6-4

5

0

6

1

2

3
時間/h

4

溶融塩中への UO2, ZrO2 の溶解率の経時変化- 146 -

5

6

JAEA-Review 2013-066

6. 平成 25 年度の実施計画概要
6.1

内外情勢
平成 25 年 3 月 7 日、東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議は今後の廃炉技術の開発のために電力各社や JAEA 及び機器メーカの参画を募り、6 月以降に技術研究組合を設立する計画である。また、6 月 27 日に中長期ロードマップが改訂され、燃料デブリの取出し開始が最大で 1 年半前倒しされ平成 32 年前半となる見込みとなった。これを受けて料デブリの特性把握・処置技術開発のプロジェクトについても、平成 27 年にはデブリ分析技術を確立するとともに模擬デブリを用いた特性情報を早期に取り纏める必要がある。
燃料デブリの特性把握・処置技術開発のプロジェクトについては、平成 25 年度以降は経済産業省・資源エネルギー庁からの受託研究として実施する方針が出され、受託化に向けた手続きを開始した。
また、経済産業省は１F の廃炉に向けた技術開発を円滑に進めるため、研究開発拠点を整備することを決め、これを受けて JAEA は遠隔操作技術の開発実証施設と放射性物質の分析・研
究施設の調査・設計に着手した。分析・研究施設については 1F の実デブリ・サンプルの分析・試験が主要な実施項目の一つとなることから、今後（2-③-1）、（2-③-3）及び（2-③-2）「実デブリの分析」プロジェクトとの関係を十分に調整して行く必要がある。
6.2体制（フレームワーク）
平成 25 年度の本プロジェクトの体制を図 6-1 に示す。
また、政府東電 R&D ロードマップに基づく研究開発の実施体制については、平成 25 年 6 月

頃を目途に新たな研究開発運営組織を設立すべく、準備が進められている。この組織の設立に伴い、本プロジェクトについても必要に応じ実施体制の見直しが必要になる。
海外協力については、仏国 CEA との MCCI 生成物の特性の把握、米国 INL とのデブリ取出
しにおける物性評価、米国 ANL との注水時の MCCI 生成物への影響評価を計画している。
6.3

受託研究実施項目
平成 25 年度は、1F の事故履歴を踏まえて設定した条件で模擬デブリを作製し、性状データ（機械的特性、化学的特性）を取得するとともに、燃料デブリ取出し技術開発に有用となる実デブリの特性を推定、整理する。また、取出し後のデブリをどのように処置するかの選択肢について検討するとともに、その選択肢である既存技術を応用した湿式処理、乾式処理の適用性評価のための試験を行う。具体的な実施項目を以下に示す。
（1）燃料デブリのサンプリング・取出しに必要な物性値の検討
スリーマイル島原子力発電所 2 号炉（TMI-2）事故における燃料デブリの取出しは、ボーリ
ング装置を始めとする複数の装置が使用された。この情報を基に今回の事故対応に係る装置等の開発に必要な物性値の検討を実施する。炉内構造物等の成分を混入させた条件等による模擬デブリを作成し、試料の硬度、弾性率および破壊靱性等を測定し、燃料デブリの機械的物性を推定する。また、燃料デブリの機械的物性の変化によるボーリング装置の掘削性能への影響を- 147 -

JAEA-Review 2013-066

検証するため、機械物性が異なる複数の材料の切削試験を行うなどにより、機械的物性値と掘削性の相関性を検討する。
（2）1F 事故に特有な反応の把握
燃料デブリは様々な性状を有すると予想されるため、模擬デブリを用いて生成条件（組成、酸素分圧、温度履歴等）と性状（酸素含有率、組織、相、密度等）の相関に関するデータを取得し整理する。
燃料デブリと各種材料との高温反応による影響を確認するため、模擬デブリと B4C（+SUS）
制御材、及びコンクリートとの高温反応試験等を行い、生成物の性状（化合物相、組織、密度等）を調べる。さらに、燃料デブリ取出し方法検討に必要な特性データとして、硬度、熱伝導率等を取得する。また、模擬デブリ試作時の温度条件等の違いによる組織、硬度等への影響を確認する。
1F 事故後の条件下における、微細な燃料デブリが長期間水中に浸漬した際の水との反応によるコロイドの生成及び挙動は、事故後の冷却状態及び取出し時における燃料デブリの分布やその臨界管理に影響を与える可能性があることから、その生成及び挙動に関する検討を実施する。
Pu を含有する模擬デブリ（模擬 MOX デブリ）を作製し、融点、熱伝導率、熱膨張率などの熱特性データ等の取得を進める。また、Gd が含有した場合の特性に及ぼす影響を検討する。
MOX 模擬デブリに関する機械物性測定を行う。
（3）実デブリ特性の推定
燃料デブリ取出し時に想定するべき性状や物性値の推定結果について、SA 解析等の情報収集を進めつつ、（1）～（2）の成果をもって、実デブリについて推定される特性リストの作成を進める。
また、燃料デブリ取出し装置のモックアップ試験に供するコールド模擬デブリの材料選定に資するため、文献調査等に基づき、上記で推定した実デブリと特性が近い材料を選び、モック
アップに提供可能な一般材料のデータベースの作成を進める。
（4）燃料デブリ処置シナリオ検討に向けた技術的要件の整理
燃料デブリ処置シナリオ案の検討に必要な情報を整理するため、廃棄体の長期安定性の観点からの課題を摘出し、比較整理を行う。また、技術的成立性の見通しの観点から、処置シナリ
オ案における各選択肢の技術的課題を整理し、前述の検討課題と合わせて、総合的な得失の比較評価を実施する。
短期貯蔵シナリオ（処置施設搬入までの共通シナリオ）における輸送・貯蔵技術について、
既存輸送容器の適用可能性を判断する参考情報を整理するため、既存輸送技術の適合性に関する情報の調査、及び評価を実施する。
燃料デブリの処置方策の検討に資するため、平成 24 年度までに蓄積している技術検討用の評
価データ（デブリ物性値、諸数値）に対して、研究開発成果（デブリ特性、処置技術）を反映
し、処置対象の物性データ、プロセスデータ等の拡充整備を行う。

- 148 -

JAEA-Review 2013-066（5）燃料デブリ分析技術の検討
燃料デブリの湿式分析のための技術として、模擬試料を用いて、アルカリ融解法等による分解と各種酸への溶解試験を実施し、各手法の適用性を比較・評価する。また、並行して、各分析手法を適用する上での技術課題の検討も行い、これらの検討結果をもとに、試料の組成及び組織の状態の観点から適した燃料デブリの溶解手法の絞込みを行う。また、溶解後の成分のコロイド化等に関する知見を得るため、溶解液中の微粒子の測定等を行う。さらに、国内で保管する TMI-2 デブリ試料の分析に関し、試験設備の性能確認を兼ねた模擬物質を用いたデータ取得試験を行う。
（6）湿式処理技術の適用性検討
溶解反応における模擬デブリの物質収支・化学反応式を明らかにするため、ウラン系模擬デブリの硝酸による溶解試験を実施し、溶解後の物質を測定し、その物質収支を調べるとともに、
化学反応式を検討する。
炉内構造材の主要材料である SUS の主要元素である Fe の影響を評価するため、Fe が混入したウラン系模擬デブリを用いた溶解試験を実施する。
上記研究結果及び平成 24 年度までに蓄積されたデータを用いて、湿式処理技術の適用性に係る概略評価を行う。
（7）乾式処理技術の適用性検討
難溶性デブリの処理技術として適用が期待される乾式処理技術の金属電解法、塩素化溶解法
について、基礎試験を実施し適用性を評価する。金属電解法では MOX 模擬デブリ等を用いた電解還元基礎試験を実施し、電解還元時の TRU の挙動等を把握する。更に、電解還元の代替法としての Ca 還元法について、ウラン系模擬デブリを用いた試験により適用性を評価する。
一方、塩素化溶解法では塩素ガス又は塩素化剤によるウラン系模擬デブリの溶解基礎試験を実施し、その適用性を評価する。
上記研究結果及び平成 24 年度までに蓄積されたデータを用いて、乾式処理技術の適用性に係る概略評価を行う。
（8）技術開発の管理等①データベースの構築
前項までの検討により得られた成果や情報を体系的かつ継続的に整理可能なデータベースの構築を進める。プロトタイプのデータベースの機能・運用方法等の検討、設計・製作、試運用を行うとともに、運用上の課題の抽出、課題解決に向けた改良案の検討を実施する。
なお、国内外への情報発信に、本データベースのアウトプットを活用できるよう配慮する。
②国内外の知見の活用
中長期ロードマップ／研究開発計画については、研究開発の進捗状況等に応じて見直す
こととしているところ、研究開発はこれまでにない技術的困難な課題を伴うことや取り組
みに対する社会的受容性を得る観点からも、国内外の有識者に評価・意見を求める等、国内外の知見を積極的に取り入れながら実施することが重要である。

- 149 -

JAEA-Review 2013-066

海外機関等（IAEA や OECD／NEA 等）に対しても同様にアドバイス等を求めるための作業支援を行う。見直すべき事項があれば、見直し案とともにまとめる。
また、将来的な燃料デブリ性状把握・処置技術の開発に向けて、国内外機関等と協力して実施すべき課題とその実施体制・方法について検討を行う。
③中長期的視点での人材育成
中長期的に必要となる人材を育成する観点から、大学・研究機関等との共同研究を実施するなど、連携の強化に取り組む。
④委員会の設置・運営
本事業の実施に関し、必要に応じて外部の専門家・有識者等で構成される委員会を設置
し、研究計画、実施方法、結果の評価等に関する審議・検討を行い、実務に反映する。
6.4

受託研究スケジュール
平成 25 年度は、6.3 節で述べた項目について、図 6-2 に示すスケジュールで実施する。

6.5

受託外（交付金事業）実施項目
交付金で実施する各項目の概要は以下のとおりである。

（1）仏国 CEA との協力
H24 年度に引続き MCCI 生成物に関する R&D を中心とした共同研究にかかる交渉を進め、「実施取決め」の締結ができしだい共同研究に着手する。また CEA での試験研究の実施にあたり、JAEA から CEA への研究員派遣について調整を進める。
（2）米国 INL との協力
H24 年度に引続き、TMI-2 の経験にかかる情報のうち公開されていない情報の提供に関して実施内容の具体化及び契約手続きの調整を進める。
（3）米国 ANL との協力
過去に ANL で実施された MCCI 試験で取得された模擬 MCCI 生成物にかかる情報提供について引き続き調整を進める。

- 150 -

JAEA-Review 2013-066

図 6-1 平成 25 年度プロジェクト体制図

図 6-2 平成 25 年度実施スケジュール- 151 -

JAEA-Review 2013-066

7. 結言
本報告書では、1F の廃炉措置に向けた R&D プロジェクトのうち「(2-③-1)模擬デブリを用いた特性の把握」及び「(2-③-3)デブリ処置技術の開発」について、その概要と平成 24 年度の研究開発に係る内外情勢、体制等及び成果について紹介した。
「(2-③-1)模擬デブリを用いた特性の把握」は、模擬デブリを用いた試験研究を中心としてその特性把握行うことにより、実デブリの特性を推定することを目的とする。
平成 24 年度は、１F 炉内情報等を基に熱力学計算等を行い炉内デブリの化学形、相状態及び組成を推定した。また、TMI-2 や SA 研究情報を基に１F でのデブリ取出し方法・装置を推定しデブリ取出装置開発に必要なデブリ物性を特定、炉内デブリの暫定的な特性リストを作成した。模擬デブリを用いた特性評価では、(U,Zr)O2 系模擬デブリの硬度等の機械特性データを取得、海水塩及び B4C との反応基礎データ、UO2 及び MOX 燃料の模擬デブリを用いた融点、熱伝導率等の基礎データを取得し、Zr 含有率、O/M 等の影響を評価するなどの成果を得た。
「(2-③-3)デブリ処置技術の開発」は、デブリの処置方法の選択に係る議論において必要になる情報として、処置方法の選択肢について整理するとともに、既存の処理技術の適用可能性を検討すること、並びに燃料デブリの分析技術を準備することを目的とする。
平成 24 年度は、TMI-2 の実績等を参考にシナリオ概念の整理を行い、各プロセスを構成する各工程について特徴を整理した。また、デブリ分析技術の検討ではアルカリ溶融法の有望性を確認した。硝酸溶液系や溶融塩系における模擬デブリの溶解試験では基礎データを蓄積するとともに技術課題を抽出した。
このように平成 24 年度は JAEA が電力中央研究所と協力し、２つの研究開発のプロジェク
トについて計画通り進めてきたが、一方平成 24 年度から平成 25 年度にかけて、中長期ロード
マップの改訂、主要な研究開発項目の経済産業省受託化、放射性物質の分析・研究施設の調査・設計への着手及び技術研究組合設立の議論等、本研究開発計画に大きな影響を与える動きが進んでいる。平成 25 年度はこのような動きを踏まえて体制及び計画を見直しつつ研究開発を進めることとする。

- 152 -

JAEA-Review 2013-066

謝辞

本報告書には、以下に述べる本研究に協力頂いた関連部署、メーカ、研究機関などの研究成果が含まれている。
安全工学センター、基礎工部門、核サ研福島試験部、プルトニウム研究センターには、要素試
験研究の実施、安全な施設維持管理、技術検討等において、多大なご協力を頂いた。
（一財）電力中央研究所には金属電解法を用いたデブリ処理技術開発、及びデブリの高温溶融挙動評価に向けた溶融試験設備の整備等において、多大なご協力を頂いた。
また、国プロの燃料デブリ特性評価・処置技術開発サブ・ワーキンググループにおいて、東京
電力、㈱東芝、日立 GE をはじめとするメーカ各社には、プロジェクト遂行、要素技術開発等において、1F の復旧現場の立場からご指導を頂いた。
さらに、国内外の研究機関や大学には、SA 研究や TMI-2 事故等の経験から、要素技術開発や研究方針などのコメントや知見を頂いた。
これら本研究の円滑な遂行にご協力を頂いた方々に、心から感謝したい。

- 153 -

This is a blank page.

国際単位系（SI）
表１．SI 基本単位
SI 基本単位

基本量

名称
記号
長
さメ ートル m
質
量 キログラム kg
時
間
秒
s
電
流ア ンペア A
熱力学温度 ケ ル ビ ン K
物 質 量モル mol
光度 カ ン デ ラ cd

表２．基本単位を用いて表されるSI組立単位の例
SI 基本単位
組立量
名称
記号
面
積 平方メートルm2
体
積 立法メートルm3
速 さ ， 速 度 メートル毎秒m/s
加速度 メートル毎秒毎秒
m/s2
波
数 毎メートルm-1
密 度 ， 質 量 密 度 キログラム毎立方メートル
kg/m3
面
積
密
度 キログラム毎平方メートル
kg/m2
比
体
積 立方メートル毎キログラム
電流
密
度 アンペア毎平方メートル
磁 界 の 強 さ アンペア毎メートル
量 濃 度 (a) ， 濃 度 モル毎立方メートル
質量
濃度 キログラム毎立法メートル
輝
度 カンデラ毎平方メートル屈折率 (b) （数字の） １
比 透 磁 率 (b) （数字の） １

乗数
24

10
1021
1018
1015
1012
109
106
103

3

m /kg
A/m2
A/m
mol/m3
kg/m3
cd/m2
1
1

102
101

表５．SI 接頭語
記号 乗数
接頭語
Ｙ
シ
10-1 デ

ゼ
タ
エ ク サ

Ｚ
Ｅ

10-2

ペ
テ

タ
ラ

Ｐ
Ｔ

ギ
メ

ガ
ガ

Ｇ
Ｍ

マイクロ
ノ
10-9 ナコ
10-12 ピ
10-15 フェムト

キ
ロ
ヘ ク ト
デ
カ

ｋ
ｈ
da

10-3
10-6

記号

セ ン チ
ミ
リ

ト
10-18 ア
10-21 ゼ プ ト
10-24 ヨ ク ト

d

c
m
µ
n
p
f
a
z
y

表６．SIに属さないが、SIと併用される単位
名称
記号
SI 単位による値
分
min 1 min=60s
時
h 1h =60 min=3600 s（a）量濃度（amount concentration）は臨床化学の分野では物質濃度（substance concentration）ともよばれる。
（b）これらは無次元量あるいは次元１をもつ量であるが、そのことを表す単位記号である数字の１は通常は表記しない。

d
°
’

日
度
分

表３．固有の名称と記号で表されるSI組立単位
SI 組立単位
組立量
他のSI単位による SI基本単位による
名称
記号
表し方
表し方
（ｂ）
平
面
角 ラジアン(ｂ)
rad
m/m
1
（ｂ）
(ｂ)
(c)
2/ 2
立
体
角 ステラジアン
sr
1
m m
周
波
数 ヘルツ（ｄ）
Hz
s-1
力
ニュートン
N
m kg s-2
圧力
応
力 パスカル,Pa
m-1 kg s-2
N/m2
エ ネ ル ギ ー , 仕 事 , 熱 量 ジュールJNm
m2 kg s-2
仕 事 率 ， 工 率 ， 放 射 束 ワット
WJ/s
m2 kg s-3
電
荷
電気量 クーロン,
CsA
電 位 差 （ 電 圧 ） , 起 電 力 ボルト
VW/A
m2 kg s-3 A-1
静電
容量 ファラドF
C/V
m-2 kg-1 s4 A2
電
気
抵
抗 オーム
Ω
V/A
m2 kg s-3 A-2
コ ン ダ ク タ ン ス ジーメンス
S
A/V
m-2 kg-1 s3 A2
磁
束 ウエーバWb
Vs
m2 kg s-2 A-1
磁
束
密
度 テスラ
T
kg s-2 A-1
Wb/m2
イ ン ダ ク タ ン ス ヘンリーH
Wb/A
m2 kg s-2 A-2
セ ル シ ウ ス 温 度 セルシウス度(ｅ)℃K
光
束 ルーメンlm
cd
cd sr(c)照度 ルクスlx
m-2 cdlm/m2
Bqs-1
放 射 性 核 種 の 放 射 能 （ ｆ ） ベクレル（ｄ）
吸収線量, 比エネルギー分与,
グレイ
Gy
J/kg
m2 s-2カーマ
線量当量, 周辺線量当量, 方向
Sv
J/kg
m2 s-2シーベルト（ｇ）
性線量当量, 個人線量当量酸素
活性 カタールkat
s-1 mol

1 d=24 h=86 400 s
1°=(π/180) rad1’=(1/60)°=(π/10800) rad”1”=(1/60)’=(π/648000) radha 1ha=1hm2=104m2
L，l 1L=11=1dm3=103cm3=10-3m3t
1t=103 kg

秒
ヘクタール
リットル
トン

表７．SIに属さないが、SIと併用される単位で、SI単位で表される数値が実験的に得られるもの
名称
記号
SI 単位で表される数値
電 子 ボ ル ト
ダ ル ト ン
統一原子質量単位

eV
Da
u

天

ua

文

単

位

1eV=1.602 176 53(14)×10-19J

1Da=1.660 538 86(28)×10-27kg
1u=1 Da1ua=1.495 978 706 91(6)×1011m

表８．SIに属さないが、SIと併用されるその他の単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
バー
ル bar １bar=0.1MPa=100kPa=105Pa
水銀柱ミリメートル mmHg 1mmHg=133.322Pa(a)SI接頭語は固有の名称と記号を持つ組立単位と組み合わせても使用できる。しかし接頭語を付した単位はもはや
コヒーレントではない。
(b)ラジアンとステラジアンは数字の１に対する単位の特別な名称で、量についての情報をつたえるために使われる。
実際には、使用する時には記号rad及びsrが用いられるが、習慣として組立単位としての記号である数字の１は明示されない。
(c)測光学ではステラジアンという名称と記号srを単位の表し方の中に、そのまま維持している。
(d)ヘルツは周期現象についてのみ、ベクレルは放射性核種の統計的過程についてのみ使用される。
(e)セルシウス度はケルビンの特別な名称で、セルシウス温度を表すために使用される。セルシウス度とケルビンの単位の大きさは同一である。したがって、温度差や温度間隔を表す数値はどちらの単位で表しても同じである。
(f)放射性核種の放射能（activity referred to a radionuclide）は、しばしば誤った用語で”radioactivity”と記される。
(g)単位シーベルト（PV,2002,70,205）についてはCIPM勧告2（CI-2002）を参照。

表４．単位の中に固有の名称と記号を含むSI組立単位の例
SI 組立単位
組立量
SI 基本単位による
名称
記号
表し方
-1
粘
度 パスカル秒
Pa s
m kg s-1
力 の モ ー メ ン ト ニュートンメートル
Nm
m2 kg s-2
表面
張力 ニュートン毎メートル
N/m
kg s-2角
速度 ラジアン毎秒
rad/s
m m-1 s-1=s-1
角
加速度 ラジアン毎秒毎秒
rad/s2
m m-1 s-2=s-2
熱 流 密 度 , 放 射 照 度 ワット毎平方メートル
W/m2
kg s-3
熱 容 量 , エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎ケルビン
J/K
m2 kg s-2 K-1
比 熱 容 量 ， 比 エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎キログラム毎ケルビン J/(kg K)
m2 s-2 K-1
比 エ ネ ルギ ー ジュール毎キログラム
J/kg
m2 s-2
熱伝
導率 ワット毎メートル毎ケルビン W/(m K) m kg s-3 K-1
体 積 エ ネ ル ギ ー ジュール毎立方メートル J/m3
m-1 kg s-2
電界の強さ ボルト毎メートル
V/m
m kg s-3 A-1
電荷密
度 クーロン毎立方メートル C/m3
m-3 sA
表面
電
荷 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 sA
電 束 密 度 ， 電 気 変 位 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 sA誘
電率 ファラド毎メートル
F/m
m-3 kg-1 s4 A2
透磁率 ヘンリー毎メートル
H/m
m kg s-2 A-2
モ ル エ ネ ル ギ ー ジュール毎モル
J/mol
m2 kg s-2 mol-1
モルエントロピー, モル熱容量 ジュール毎モル毎ケルビン J/(mol K) m2 kg s-2 K-1 mol-1
照 射 線 量 （ Ｘ 線 及 び γ 線 ） クーロン毎キログラム
C/kg
kg-1 sA
吸収線
量率 グレイ毎秒
Gy/s
m2 s-3放射
強度 ワット毎ステラジアン
W/srm4 m-2 kg s-3=m2 kg s-3
放射輝
度 ワット毎平方メートル毎ステラジアン W/(m2 sr) m2 m-2 kg s-3=kg s-3
酵 素 活 性濃 度 カタール毎立方メートル kat/m3
m-3 s-1 mol

接頭語
ヨ
タ

オングストローム
海
里
バ
ー
ン

Å
Ｍ

１Å=0.1nm=100pm=10-10m
１M=1852m

b

ノ
ネ
ベ

ト
パ
ル

kn
Np
Ｂ

１b=100fm2=(10-12cm)2=10-28m2
１kn=(1852/3600)m/s

ル

dB

ッ
ー

デ

ジ

ベ

SI単位との数値的な関係は、対数量の定義に依存。

エ

表９．固有の名称をもつCGS組立単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
ル
グ erg 1 erg=10-7 J

ダ
ポ

イ
ア

ス
ス

ト ー ク
チ
ル

フ
ガ

ォ

ン dyn 1 dyn=10-5N
ズ P 1 P=1 dyn s cm-2=0.1Pa s
ス St 1 St =1cm2 s-1=10-4m2 s-1
ブ sb 1 sb =1cd cm-2=104cd m-2
ト ph 1 ph=1cd sr cm-2 104lx
ル Gal 1 Gal =1cm s-2=10-2ms-2

マ ク ス ウ ｪ ルガ
ウス
エルステッド（ ｃ）

Mx
G
Oe

1 Mx = 1G cm2=10-8Wb

1 G =1Mx cm-2 =10-4T
1 Oe (103/4π)A m-1（c）３元系のCGS単位系とSIでは直接比較できないため、等号「は対応関係を示すものである。

キ
レ
ラ

名称
ュ
リ
ン

レ
ガ

ト

表10．SIに属さないその他の単位の例
記号
SI 単位で表される数値
ー Ci 1 Ci=3.7×1010Bq

ゲ

ン

ン R
ド rad
ム rem
マ γ

1 R = 2.58×10-4C/kg

1 rad=1cGy=10-2Gy
1 rem=1 cSv=10-2Sv
1γ=1 nT=10-9T

1フェルミ=1 fm=10-15m

フェルミ
メートル系カラット

1メートル系カラット = 200 mg = 2×10-4kg

気

ル Torr 1 Torr = (101 325/760) Pa
圧 atm 1 atm = 101 325 Pa

ロ

リ

ー

cal

ク

ロ

ン

µ

ト
標

準

カ
ミ

大

」

1cal=4.1858J（｢15℃｣カロリー），4.1868J（｢IT｣カロリー）4.184J（｢熱化学｣カロリー）

1 µ =1µm=10-6m（第8版，2006年改訂）

この印刷物は再生紙を使用しています