事故シナリオの特徴と燃料デブリのふるまいの推定 - 版の履歴

Kurata Masaki: /* 事故進展の重要イベントと推定される燃料デブリのふるまい */

2024-04-22T06:54:29Z

事故進展の重要イベントと推定される燃料デブリのふるまい

← 古い版		2024年4月22日 (月) 15:54時点における版
2行目:		2行目:
	最新の事故進展の推定結果の詳細は、[[事故進展の推定 \|事故進展の推定]]に示す。以下では、まず、'''燃料デブリのふるまいへの影響が大きい事故時の事象'''について示す。次に、'''燃料デブリの特性'''の項目で、それぞれの事故事象から予想される'''燃料デブリの特性'''を示す。さらに、'''号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について（詳細）'''において、より詳細な検討を行う。また、「[[燃料デブリの特性評価に関連する英知事業\|英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業]]」において燃料デブリの特性評価に関する研究開発が行われている。		最新の事故進展の推定結果の詳細は、[[事故進展の推定 \|事故進展の推定]]に示す。以下では、まず、'''燃料デブリのふるまいへの影響が大きい事故時の事象'''について示す。次に、'''燃料デブリの特性'''の項目で、それぞれの事故事象から予想される'''燃料デブリの特性'''を示す。さらに、'''号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について（詳細）'''において、より詳細な検討を行う。また、「[[燃料デブリの特性評価に関連する英知事業\|英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業]]」において燃料デブリの特性評価に関する研究開発が行われている。

	<u>~~なお、これらの検討は、令和5年12月時点で、日本原子力研究開発機構でとりまとめたものである。~~</u>		<u>なお、これらの検討は、令和6年3月時点で、日本原子力研究開発機構でとりまとめたものである。</u>

	====<big>１号機</big>====		====<big>１号機</big>====

Kurata Masaki: /* 号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について */

2024-04-03T00:41:14Z

号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について

← 古い版		2024年4月3日 (水) 09:41時点における版
632行目:		632行目:
	酸化度を逆推定できると期待される。）		酸化度を逆推定できると期待される。）
	\|}		\|}
	~~<!--~~
	[[ファイル:冷却水喪失以降の２号機事故シナリオ.png\|左\|サムネイル\|1000x1000px\|<big>　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　'''冷却水喪失以降の２号機事故シナリオ'''</big>\|代替文=]]
	~~<br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br>~~
	~~-->~~
	==== <big>３号機</big> ====		==== <big>３号機</big> ====
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
741行目:		738行目:
	\|}		\|}

	==<big>号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について</big>==		==<big>'''号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について'''</big>==
	以下では、号機・領域ごとの燃料デブリのふるまいの特徴について示す。		以下では、号機・領域ごとの燃料デブリのふるまいの特徴について示す。

2024年4月3日 (水) 00:40にKurata Masakiによる

2024-04-03T00:40:31Z

差分を表示

Kurata Masaki: /* 参考文献 */

2024-03-22T05:17:02Z

参考文献

← 古い版		2024年3月22日 (金) 14:17時点における版
885行目:		885行目:


	== ~~'''~~参考文献~~'''~~ ==		== 参考文献 ==
	[1] I. Sato et al., MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3, Nucl. Eng. Design, 422 (2024) 113088.		[1] I. Sato et al., MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3, Nucl. Eng. Design, 422 (2024) 113088.

Kurata Masaki: /* 号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について */

2024-03-22T05:16:28Z

号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について

← 古い版		2024年3月22日 (金) 14:16時点における版
740行目:		740行目:
	逆推定できると期待される。）		逆推定できると期待される。）
	\|}		\|}
	~~<!--~~
	[[ファイル:冷却水喪失以降の3号機事故シナリオ.png\|左\|サムネイル\|1020x1020ピクセル\|　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　'''<big>冷却水喪失以降の3号機事故シナリオ</big>'''\|代替文=]]		==<big>号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について</big>==
	~~<br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br>~~
	~~-->~~
	==~~'''~~<big>号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について</big>~~'''~~==
	以下では、号機・領域ごとの燃料デブリのふるまいの特徴について示す。		以下では、号機・領域ごとの燃料デブリのふるまいの特徴について示す。

	===~~'''~~１号機~~'''~~===		===１号機===

	==== 炉心での崩落～下部プレナム移行までのデブリふるまいについて ====		==== 炉心での崩落～下部プレナム移行までのデブリふるまいについて ====
776行目:		773行目:
	（作成中）。		（作成中）。

	===~~'''~~２号機~~'''~~===		===２号機===

	==== 下部プレナムでのデブリふるまいについて ====		==== 下部プレナムでのデブリふるまいについて ====
826行目:		823行目:


	===~~'''~~３号機~~'''~~===		===３号機===

	==== 下部プレナムでのデブリふるまいについて ====		==== 下部プレナムでのデブリふるまいについて ====
884行目:		881行目:
	</gallery>		</gallery>

			====<span style="color:red">ペデスタル内部でのデブリふるまいについて（作成中） ====
			（作成中）。

Kurata Masaki: /* 事故進展の重要イベントと推定される燃料デブリのふるまい */

2024-03-22T05:14:54Z

事故進展の重要イベントと推定される燃料デブリのふるまい

← 古い版		2024年3月22日 (金) 14:14時点における版
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	=== <big>~~'''~~事故進展の重要イベントと推定される燃料デブリのふるまい~~'''~~</big> ===		=== <big>事故進展の重要イベントと推定される燃料デブリのふるまい</big> ===
	最新の事故進展の推定結果の詳細は、[[事故進展の推定 \|事故進展の推定]]に示す。以下では、まず、'''燃料デブリのふるまいへの影響が大きい事故時の事象'''について示す。次に、'''燃料デブリの特性'''の項目で、それぞれの事故事象から予想される'''燃料デブリの特性'''を示す。さらに、'''号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について（詳細）'''において、より詳細な検討を行う。また、「[[燃料デブリの特性評価に関連する英知事業\|英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業]]」において燃料デブリの特性評価に関する研究開発が行われている。		最新の事故進展の推定結果の詳細は、[[事故進展の推定 \|事故進展の推定]]に示す。以下では、まず、'''燃料デブリのふるまいへの影響が大きい事故時の事象'''について示す。次に、'''燃料デブリの特性'''の項目で、それぞれの事故事象から予想される'''燃料デブリの特性'''を示す。さらに、'''号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について（詳細）'''において、より詳細な検討を行う。また、「[[燃料デブリの特性評価に関連する英知事業\|英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業]]」において燃料デブリの特性評価に関する研究開発が行われている。

	<u>なお、これらの検討は、令和5年12月時点で、日本原子力研究開発機構でとりまとめたものである。</u>		<u>なお、これらの検討は、令和5年12月時点で、日本原子力研究開発機構でとりまとめたものである。</u>

	====~~'''~~１号機~~'''~~====		====１号機====
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
	\|+		\|+
184行目:		184行目:
	</gallery>		</gallery>

	====~~'''~~２号機~~'''~~====		====２号機====
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
	\|+		\|+
299行目:		299行目:
	[[ファイル:２号機事故シナリオ.png\|代替文=\|左\|サムネイル\|1000x1000ピクセル\|　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　'''<big>冷却水喪失以降の２号機事故シナリオ</big>''']]		[[ファイル:２号機事故シナリオ.png\|代替文=\|左\|サムネイル\|1000x1000ピクセル\|　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　'''<big>冷却水喪失以降の２号機事故シナリオ</big>''']]
	<br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br>		<br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br>
	====~~'''~~３号機~~'''~~====		====３号機====
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
	\|+		\|+
412行目:		412行目:
	<br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br>		<br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br>

	==~~'''~~<big>事故進展時のふるまいから推定される燃料デブリの特性</big>~~'''~~==		==<big>事故進展時のふるまいから推定される燃料デブリの特性</big>==
	ここでは、事故進展時の燃料デブリふるまいから予想される、燃料デブリの特性を示す。		ここでは、事故進展時の燃料デブリふるまいから予想される、燃料デブリの特性を示す。

	====~~'''~~１号機~~'''~~====		====１号機====
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
	\|+		\|+
533行目:		533行目:
	\|}		\|}

	====~~'''~~２号機~~'''~~====		====２号機====
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
	\|+		\|+
636行目:		636行目:
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	-->		-->
	==== ~~'''~~３号機~~'''~~ ====		==== ３号機 ====
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"
	\|+		\|+

Kurata Masaki: /* 参考文献 */

2024-03-22T05:12:43Z

参考文献

← 古い版		2024年3月22日 (金) 14:12時点における版
887行目:		887行目:

	== '''参考文献''' ==		== '''参考文献''' ==
	[1] I. Sato et al., (~~to be submitted~~)		[1] I. Sato et al., MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3, Nucl. Eng. Design, 422 (2024) 113088.

	[2] H. Madokoro and I. Sato, Estimation of the core degradation and relocation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 based on RELAP/SCDAPSIM analysis, Nucl. Eng. Design. 376 (2021) 111123.		[2] H. Madokoro and I. Sato, Estimation of the core degradation and relocation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 based on RELAP/SCDAPSIM analysis, Nucl. Eng. Design. 376 (2021) 111123.

Kurata Masaki: /* ２号機 */

2024-03-08T00:55:00Z

２号機

← 古い版		2024年3月8日 (金) 09:55時点における版
259行目:		259行目:
	下部プレナムでの溶融デブリプール形成の可能性		下部プレナムでの溶融デブリプール形成の可能性

	~~金属デブリメルトと水蒸気の反応により、U含有粒子が形成され、飛散した可能性~~		金属デブリメルトと水蒸気（あるいは注水された液相水）との反応により、U含有粒子が形成され、飛散した可能性
	\|-		\|-
	! rowspan="4" \|RFPV外フェーズ		! rowspan="4" \|RFPV外フェーズ
409行目:		409行目:
	<nowiki>#</nowiki> ⑧について、下部プレナムでのデブリ再昇温・再溶融過程の不確かさ（どの程度デブリ再溶融が広がり、RPV破損までにどの程度温度上昇したのかが）は、RPV破損以降のデブリふるまいに大きく影響する。3号機では、デブリ崩落時に塊状デブリが多く崩落した可能性があり、2号機に比べて、崩落時に燃料デブリの酸化度が低く維持されやすかった可能性が考えられる。このため、U-Zr-Oメルトの発生量が多かった可能性がある。		<nowiki>#</nowiki> ⑧について、下部プレナムでのデブリ再昇温・再溶融過程の不確かさ（どの程度デブリ再溶融が広がり、RPV破損までにどの程度温度上昇したのかが）は、RPV破損以降のデブリふるまいに大きく影響する。3号機では、デブリ崩落時に塊状デブリが多く崩落した可能性があり、2号機に比べて、崩落時に燃料デブリの酸化度が低く維持されやすかった可能性が考えられる。このため、U-Zr-Oメルトの発生量が多かった可能性がある。

	<nowiki>#</nowiki> ⑪について、3号機のペデスタル内部調査では、ペデスタルの本来床面から約2-3mの高さまで堆積物が存在し、その中央に小山状の盛り上がりがあることを観測した。また、本来、ペデスタル内部にあった鋼材が大規模に破損し、堆積物にめりこんでいるが、見えている部分では大きく溶融している状態は観測されなかった。しかし、底部やペデスタル開口部などで、1号機のようなコンクリート溶融が一部発生していた可能性は否定できないため、調査・解析が望まれる。[[ファイル:冷却水喪失以降の3号機事故シナリオ.png\|左\|サムネイル\|1000x1000ピクセル\| '''<big>　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　冷却水喪失以降の3号機事故シナリオ</big>'''\|代替文=]]		<nowiki>#</nowiki> ⑪について、3号機のペデスタル内部調査では、ペデスタルの本来床面から約2-3mの高さまで堆積物が存在し、その中央に小山状の盛り上がりがあることを観測した。また、本来、ペデスタル内部にあった鋼材が大規模に破損し、堆積物にめりこんでいるが、見えている部分では大きく溶融している状態は観測されなかった。堆積物の内部ではデブリが、一部再溶融している可能性は否定できないが、これまでに溶融プール形成の痕跡は見られていない。堆積物が固液混合状態であった場合、堆積後のデブリは冷却水に対して透過性があり、内部再溶融までは温度上昇しなかった可能性が考えられる。しかし、底部やペデスタル開口部などで、1号機のようなコンクリート溶融が一部発生していた可能性は否定できないため、調査・解析が望まれる。[[ファイル:冷却水喪失以降の3号機事故シナリオ.png\|左\|サムネイル\|1000x1000ピクセル\| '''<big>　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　冷却水喪失以降の3号機事故シナリオ</big>'''\|代替文=]]
	<br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br>		<br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br><br>

Kurata Masaki: /* ペデスタル内部でのデブリふるまいについて（作成中） */

2024-02-27T07:28:17Z

ペデスタル内部でのデブリふるまいについて（作成中）

← 古い版		2024年2月27日 (火) 16:28時点における版
773行目:		773行目:
	'''④CRDの溶融、CRGTや炉心支持板の倒壊・溶融'''：　U-Zr-OメルトとCRD等の鋼材が接触すると、U-Zr-Oメルト中にCRDが溶融すると考えられる。平衡状態図に基づく推定では、この過程で、U-Zr-Oメルト中にFeが溶融し、一方で酸素溶解度が低下すると考えられる。この反応により、Fe-U-Zrを主成分とする重金属メルトと、二酸化物固相が形成された可能性がある。前者は、RPVを破損し、ペデスタル内に崩落したと推定される。後者は、1号機内で検出されているU含有粒子の形成メカニズムの一つになっていると考えられる。		'''④CRDの溶融、CRGTや炉心支持板の倒壊・溶融'''：　U-Zr-OメルトとCRD等の鋼材が接触すると、U-Zr-Oメルト中にCRDが溶融すると考えられる。平衡状態図に基づく推定では、この過程で、U-Zr-Oメルト中にFeが溶融し、一方で酸素溶解度が低下すると考えられる。この反応により、Fe-U-Zrを主成分とする重金属メルトと、二酸化物固相が形成された可能性がある。前者は、RPVを破損し、ペデスタル内に崩落したと推定される。後者は、1号機内で検出されているU含有粒子の形成メカニズムの一つになっていると考えられる。

	==== ペデスタル内部でのデブリふるまいについて（作成中） ====		==== <span style="color:red">ペデスタル内部でのデブリふるまいについて（作成中） ====
	（作成中）。		（作成中）。

Kurata Masaki: /* 炉心での崩落～下部プレナム移行までのデブリふるまいについて */

2024-02-27T07:27:42Z

炉心での崩落～下部プレナム移行までのデブリふるまいについて

← 古い版		2024年2月27日 (火) 16:27時点における版
749行目:		749行目:
	==='''１号機'''===		==='''１号機'''===

	==== ~~'''~~炉心での崩落～下部プレナム移行までのデブリふるまいについて~~'''~~ ====		==== 炉心での崩落～下部プレナム移行までのデブリふるまいについて ====
	'''模式図１'''に、炉心部での燃料崩落から、炉心下部での閉塞、溶融デブリプールの形成、さらに、デブリ溶融プールから下部プレナムへのデブリ移行までを概念的に示す。1号機では、RPV内が高圧を維持し、炉心部の途中位置にまだ水位がある段階で炉心上部が水蒸気に露出して、燃料溶融・崩落が開始した。他方、高圧状態だったため、SRV弁からの水蒸気リークが継続して、冷却水水位がさらに低下した。これらのことから、不確かさは大きいが、崩落した燃料デブリは、BAF直上から1mあたりでいったん冷却・堆積し、その後に、再昇温・再溶融したと考えられる。再溶融により、デブリ溶融プールが形成され、主に径方向に連結して、溶融範囲が拡大したと考えられる。デブリ溶融プールは、亜酸化状態のU-Zr-Oメルトが主成分と考えられている。ここで、溶融デブリプールを取り囲むように形成されるクラスト層の稠密度や厚さに関する不確かさが大きい。稠密度が高かった場合には、デブリ溶融プール（U-Zr-Oメルト）は水蒸気から遮断され、酸化度があがりにくくなると推定される。（'''<u>参考９：TMI-2型の事故シナリオ、参考10：デブリ溶融プールの形成・拡大</u>'''）※参考資料は作成次第リンクする		'''模式図１'''に、炉心部での燃料崩落から、炉心下部での閉塞、溶融デブリプールの形成、さらに、デブリ溶融プールから下部プレナムへのデブリ移行までを概念的に示す。1号機では、RPV内が高圧を維持し、炉心部の途中位置にまだ水位がある段階で炉心上部が水蒸気に露出して、燃料溶融・崩落が開始した。他方、高圧状態だったため、SRV弁からの水蒸気リークが継続して、冷却水水位がさらに低下した。これらのことから、不確かさは大きいが、崩落した燃料デブリは、BAF直上から1mあたりでいったん冷却・堆積し、その後に、再昇温・再溶融したと考えられる。再溶融により、デブリ溶融プールが形成され、主に径方向に連結して、溶融範囲が拡大したと考えられる。デブリ溶融プールは、亜酸化状態のU-Zr-Oメルトが主成分と考えられている。ここで、溶融デブリプールを取り囲むように形成されるクラスト層の稠密度や厚さに関する不確かさが大きい。稠密度が高かった場合には、デブリ溶融プール（U-Zr-Oメルト）は水蒸気から遮断され、酸化度があがりにくくなると推定される。（'''<u>参考９：TMI-2型の事故シナリオ、参考10：デブリ溶融プールの形成・拡大</u>'''）※参考資料は作成次第リンクする

762行目:		762行目:
	一方、②のシナリオでは、移行途中で冷却水に接触していったん堆積し、再溶融してさらに下方に移動するなどのドレナージ型の崩落（燃料デブリが少しずつ下方に移動）が起きた可能性が考えられる。この場合には、切り株燃料や炉心支持板・支持金具などを巻き込みながら崩落が進むと推定される。		一方、②のシナリオでは、移行途中で冷却水に接触していったん堆積し、再溶融してさらに下方に移動するなどのドレナージ型の崩落（燃料デブリが少しずつ下方に移動）が起きた可能性が考えられる。この場合には、切り株燃料や炉心支持板・支持金具などを巻き込みながら崩落が進むと推定される。

	==== ~~'''~~下部プレナムでのデブリふるまいについて~~'''~~ ====		==== 下部プレナムでのデブリふるまいについて ====
	1号機では、冷却水が十分に残留し、CRGT等の構造材が形状を維持している段階で、高温溶融デブリが、デブリ溶融プールから短時間で下部プレナムに移行し、いったん冷却・凝固、その後、崩壊熱で、冷却水ドライアウト、デブリ再昇温・再溶融したと推定される。炉心部では亜酸化状態のデブリ溶融プールが成長し、短時間で下部プレナムに移行したことから、下部プレナム堆積時点でのデブリ酸化度は、3つの号機の中で、もっとも低かったと推定される。亜酸化状態で堆積したデブリについては、再昇温～RPV破損に至る過程の不確かさが大きい。'''模式図2'''に、下部プレナムでのデブリのふるまいを概念的に示す。（<u>'''参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融'''</u>）		1号機では、冷却水が十分に残留し、CRGT等の構造材が形状を維持している段階で、高温溶融デブリが、デブリ溶融プールから短時間で下部プレナムに移行し、いったん冷却・凝固、その後、崩壊熱で、冷却水ドライアウト、デブリ再昇温・再溶融したと推定される。炉心部では亜酸化状態のデブリ溶融プールが成長し、短時間で下部プレナムに移行したことから、下部プレナム堆積時点でのデブリ酸化度は、3つの号機の中で、もっとも低かったと推定される。亜酸化状態で堆積したデブリについては、再昇温～RPV破損に至る過程の不確かさが大きい。'''模式図2'''に、下部プレナムでのデブリのふるまいを概念的に示す。（<u>'''参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融'''</u>）

773行目:		773行目:
	'''④CRDの溶融、CRGTや炉心支持板の倒壊・溶融'''：　U-Zr-OメルトとCRD等の鋼材が接触すると、U-Zr-Oメルト中にCRDが溶融すると考えられる。平衡状態図に基づく推定では、この過程で、U-Zr-Oメルト中にFeが溶融し、一方で酸素溶解度が低下すると考えられる。この反応により、Fe-U-Zrを主成分とする重金属メルトと、二酸化物固相が形成された可能性がある。前者は、RPVを破損し、ペデスタル内に崩落したと推定される。後者は、1号機内で検出されているU含有粒子の形成メカニズムの一つになっていると考えられる。		'''④CRDの溶融、CRGTや炉心支持板の倒壊・溶融'''：　U-Zr-OメルトとCRD等の鋼材が接触すると、U-Zr-Oメルト中にCRDが溶融すると考えられる。平衡状態図に基づく推定では、この過程で、U-Zr-Oメルト中にFeが溶融し、一方で酸素溶解度が低下すると考えられる。この反応により、Fe-U-Zrを主成分とする重金属メルトと、二酸化物固相が形成された可能性がある。前者は、RPVを破損し、ペデスタル内に崩落したと推定される。後者は、1号機内で検出されているU含有粒子の形成メカニズムの一つになっていると考えられる。

	==== ~~'''~~ペデスタル内部でのデブリふるまいについて（作成中）~~'''~~ ====		==== ペデスタル内部でのデブリふるまいについて（作成中） ====
	（作成中）。		（作成中）。

	==='''２号機'''===		==='''２号機'''===

	==== ~~'''~~下部プレナムでのデブリふるまいについて~~'''~~ ====		==== 下部プレナムでのデブリふるまいについて ====
	2号機では、冷却水が十分に残留し、CRGT等の構造材が形状を維持している段階で、主に粒子状の酸化物燃料デブリと溶融金属デブリが、下部プレナムに崩落し、いったん冷却・凝固、その後、崩壊熱で、冷却水ドライアウト、デブリ再昇温・再溶融したと推定される。'''模式図4'''に、2号機において、デブリが下部プレナムに崩落した直後と、デブリがドライアウトし、金属デブリメルトが形成された状態を概念的に示す。再昇温・再溶融過程でのデブリふるまいは、以下のように推定される。（<u>'''参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融'''</u>）※参考資料は作成次第リンクする		2号機では、冷却水が十分に残留し、CRGT等の構造材が形状を維持している段階で、主に粒子状の酸化物燃料デブリと溶融金属デブリが、下部プレナムに崩落し、いったん冷却・凝固、その後、崩壊熱で、冷却水ドライアウト、デブリ再昇温・再溶融したと推定される。'''模式図4'''に、2号機において、デブリが下部プレナムに崩落した直後と、デブリがドライアウトし、金属デブリメルトが形成された状態を概念的に示す。再昇温・再溶融過程でのデブリふるまいは、以下のように推定される。（<u>'''参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融'''</u>）※参考資料は作成次第リンクする

799行目:		799行目:
	・燃料デブリ取り出しにおいて、最初に予定されている2号機ペデスタル底部からの試験的デブリ取り出しで、金属デブリと推定される物質を採集し、その組成や相状態を分析できれば、下部プレナムで発生したデブリ再溶融過程を逆推定することができる。得られた知見から、RPV内デブリの特性（堆積状態、化学状態）を推定できると期待される。		・燃料デブリ取り出しにおいて、最初に予定されている2号機ペデスタル底部からの試験的デブリ取り出しで、金属デブリと推定される物質を採集し、その組成や相状態を分析できれば、下部プレナムで発生したデブリ再溶融過程を逆推定することができる。得られた知見から、RPV内デブリの特性（堆積状態、化学状態）を推定できると期待される。

	====~~'''~~ペデスタル内部へのデブリ移行について~~'''~~ ====		====ペデスタル内部へのデブリ移行について ====
	2号機では、下部プレナムで、いったん堆積した後、'''<u>金属デブリ（溶融・凝固）と酸化物デブリ（粒子状）の再溶融状態が、どこまで進んだのか</u>'''（最高到達温度、溶融範囲、酸化度の変化など）が、以降のデブリふるまいとデブリ特性に大きく影響したと推定される。（<u>'''参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融'''</u>）		2号機では、下部プレナムで、いったん堆積した後、'''<u>金属デブリ（溶融・凝固）と酸化物デブリ（粒子状）の再溶融状態が、どこまで進んだのか</u>'''（最高到達温度、溶融範囲、酸化度の変化など）が、以降のデブリふるまいとデブリ特性に大きく影響したと推定される。（<u>'''参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融'''</u>）

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	==='''３号機'''===		==='''３号機'''===

	==== ~~'''~~下部プレナムでのデブリふるまいについて~~'''~~ ====		==== 下部プレナムでのデブリふるまいについて ====
	3号機では、冷却水が十分に残留し、CRGT等の構造材が形状を維持している段階で、粒子状の酸化物燃料デブリと崩落前に溶融が進み塊状となったデブリ（U-Zr-Oメルトが主成分と推定）が、下部プレナムに崩落し、いったん冷却・凝固、その後、崩壊熱で、冷却水ドライアウト、デブリ再昇温・再溶融したと推定される。'''模式図6'''に、3号機において、デブリが下部プレナムに崩落した直後と、デブリがドライアウトし、金属デブリメルトが形成された状態を概念的に示す。デブリ再昇温・再溶融の過程は、2号機とほぼ同様の化学反応に基づくと考えられるが、3号機の方が燃料デブリの酸化度が低かったと考えられ（したがって、再溶融時に、亜酸化U-Zr-Oメルトが多く発生すると推定）、溶融金属メルトと酸化物固相の相分率や成分分布が異なると考えられる。また、溶融金属メルトの物量がいため、RPV内壁との濡れ性が向上していた可能性がある。さらに、溶融金属デブリが多く形成される場合、CRGTなどの鋼材が多く溶融し、混入した可能性がある。（'''<u>参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融</u>、<u>参考13：U-Zr-Oメルトと鋼材の反応</u>、<u>参考14：Fe-U-Zr-O状態図</u>'''）※参考資料は作成次第リンクする		3号機では、冷却水が十分に残留し、CRGT等の構造材が形状を維持している段階で、粒子状の酸化物燃料デブリと崩落前に溶融が進み塊状となったデブリ（U-Zr-Oメルトが主成分と推定）が、下部プレナムに崩落し、いったん冷却・凝固、その後、崩壊熱で、冷却水ドライアウト、デブリ再昇温・再溶融したと推定される。'''模式図6'''に、3号機において、デブリが下部プレナムに崩落した直後と、デブリがドライアウトし、金属デブリメルトが形成された状態を概念的に示す。デブリ再昇温・再溶融の過程は、2号機とほぼ同様の化学反応に基づくと考えられるが、3号機の方が燃料デブリの酸化度が低かったと考えられ（したがって、再溶融時に、亜酸化U-Zr-Oメルトが多く発生すると推定）、溶融金属メルトと酸化物固相の相分率や成分分布が異なると考えられる。また、溶融金属メルトの物量がいため、RPV内壁との濡れ性が向上していた可能性がある。さらに、溶融金属デブリが多く形成される場合、CRGTなどの鋼材が多く溶融し、混入した可能性がある。（'''<u>参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融</u>、<u>参考13：U-Zr-Oメルトと鋼材の反応</u>、<u>参考14：Fe-U-Zr-O状態図</u>'''）※参考資料は作成次第リンクする

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	・また、3号機のシールドプラグなど、周辺領域のサンプリングを行い、そこで回収されると見込まれるU含有粒子について、2号機サンプルとの類似性（2号機では、急冷を示すサンプルが多く回収）を調べることで、金属デブリメルトの先行崩落の可否について検討できる可能性がある。		・また、3号機のシールドプラグなど、周辺領域のサンプリングを行い、そこで回収されると見込まれるU含有粒子について、2号機サンプルとの類似性（2号機では、急冷を示すサンプルが多く回収）を調べることで、金属デブリメルトの先行崩落の可否について検討できる可能性がある。

	====~~'''~~ペデスタル内部へのデブリ移行について~~'''~~ ====		====ペデスタル内部へのデブリ移行について ====
	3号機では、下部プレナムで、いったん堆積した後、'''<u>金属デブリ（溶融・凝固）と酸化物デブリ（粒子状）の再溶融状態が、どこまで進んだのか</u>'''（最高到達温度、溶融範囲、酸化度の変化など）が、以降のデブリふるまいとデブリ特性に大きく影響したと推定される。（<u>'''参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融'''</u>）		3号機では、下部プレナムで、いったん堆積した後、'''<u>金属デブリ（溶融・凝固）と酸化物デブリ（粒子状）の再溶融状態が、どこまで進んだのか</u>'''（最高到達温度、溶融範囲、酸化度の変化など）が、以降のデブリふるまいとデブリ特性に大きく影響したと推定される。（<u>'''参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融'''</u>）