並列タイトル等Uncertainty reduction of the FPs transport mechanism and debris degradation behavior and evaluation of the reactor contamination of debris state on the basis of the accident progression scenario of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 and 3 (Contract research); FY2023 Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource Development Project
一般注記出版タイプ： NA
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「福島第一発電所2、3号機の事故進展シナリオに基づくFP・デブリ挙動の不確かさ低減と炉内汚染状況・デブリ性状の把握」の令和3年度から令和5年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、シールドプラグ下高線量の原因究明、事故時のCs移行経路や、Csの構造材付着・堆積状態の解明及び先行溶落したと推定される金属リッチデブリ特性評価を行うため、事故進展最確シナリオ評価に基づく材料科学的アプローチを行った。Cs分布評価の不確かさ低減については、炉内のCsの化学形態について実験と計算の双方より、酸性・塩基性酸化物の組み合わせによる安定度の評価を行い、金属表面でのCsの化学的付着形態、Cs-Fe-O系、Cs-Si-Al-O系の安定度などが示され、Csの移行経路の考慮、PCV内部コンクリート残留Csの除染の重要性が示唆された。金属デブリの酸化変質評価については、熱力学的・速度論的実験により、ジルコニウムの極めて安定な酸化物生成挙動とRPV内溶融促進挙動及びステンレス含有元素の酸化膜形成における役割が示され、固液複相流体の粘性調査も併せて、金属デブリ流下挙動及び取り出し時の留意点が示唆された。これらの知見に基づく事故進展プロセスの総合評価として、水蒸気雰囲気で表面が酸化した鋼材へのCs化学吸着形態を同定し、吸着形態が鋼材の酸化度によって変化すること及びCs$_{2}$Oのトラップ化合物種と酸化物浸透深さを考慮すべきことを明らかにするとともに、固体系金属デブリは水蒸気酸化及びFe$_{3}$O$_{4}$反応相形成によって支配されること及び溶融金属デブリは酸化によりZrO$_{2}$が優先形成し、表面と内部の酸化度の差異から固液流体の凝固プロセスでスレート状構造を作りやすいことを明らかにし、蓋然性の高い事故進展シナリオ構築に寄与した。
JAEA/CLADS had been conducting the Nuclear Energy Science \& Technology and Human Resource Development Project. The Project aims to contribute to solving problems in the nuclear energy field represented by the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. (TEPCO). Among the adopted proposals in FY2021, this report summarizes the research results of the "Uncertainty reduction of the FPs transport mechanism and debris degradation behavior and evaluation of the reactor contamination of debris state on the basis of the accident progression scenario of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station unit 2 and 3" conducted from FY2021 to FY2023. The present study aims to elucidate the cause of the high dosage under shield plug by clarification of to the cesium behavior of migration, adhesion to structure and deposition as well as evaluate the properties of metal-rich debris predeceasing melted through the materials science approach based on the most probable scenario of accident progression of Unit 2 and 3. Through three years investigation, chemi-absorption configuration of Cs has been elucidated to change with acidity of steel surface during oxidation in humid atmosphere and Cs$_{2}$O trapping compound as well as penetration depth have found to be importantly considered. For metallic debris, solid oxidation was found to be controlled by Fe$_{3}$O$_{4}$ formation and molten state was found to tend to preferentially yield ZrO$_{2}$ resulting in formation of slate structure during solidification. Present findings obtained are contributing to better improve the accuracy of accident progression scenario in FDNPP in viewpoint of backward analysis.
一次資料へのリンクURL/JAEA-Review-2025-012.pdf （fulltext）
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System