事故前後での炉心物質とFPインベントリ - 版の履歴

Kurata Masaki: /* 事故後の炉心物質分布 */

2026-04-01T01:40:15Z

事故後の炉心物質分布

← 古い版		2026年4月1日 (水) 10:40時点における版
221行目:		221行目:

	=== 事故後の炉心物質分布 ===		=== 事故後の炉心物質分布 ===
			[[ファイル:デブリ分布 1.png\|サムネイル\|522x522ピクセル\|'''<big>図１　事故後の原子炉圧力容器内のデブリ分布 [5]</big>''']]
	'''表２'''に、事故後の破損燃料とデブリの分布の評価結果をまとめて示す[1]。'''図１'''に、事故後の圧力容器内のデブリ分布を模式的に示す[5]。燃料棒の約33%は、炉心周辺領域、及び、炉心下部に、本来の燃料棒形状を維持して残留していた。事故シナリオ解析の結果、これらの残留燃料棒の事故時ピーク温度は<1100Kであり、炉心物質の初期組成がほぼ維持されていると評価された（#Zryは酸化されていない）。周辺燃料棒と切り株燃料棒の割合は、デブリ取り出しにともなって撮影された圧力容器内部のビデオ画像から、周辺燃料棒約22.7%、切り株燃料棒約10.7%と見積もられた（#不確かさ±５%）。炉心中央に堆積していた溶融凝固層については、上下クラストで挟まれた構造を持っていた。ボーリングサンプルの分析と画像解析により、上部クラストは、比重8.3g/cm<sup><small>3</small></sup>、重量2,450kg、下部クラストは、比重7.3g/cm<sup><small>3</small></sup>、重量8,760kgと評価された。クラスト層の厚みが場所によって非均質なことから、その重量評価誤差は30～40%と見積もられた。溶融凝固層の重量は、回収されたデブリと上下クラスト層重量の差し引きで、25,990kgと評価された。上部ルースデブリベッドは、比重3～5g/cm<sup><small>3</small></sup>の範囲で（上層が小さく、下層が大きい）、初期インベントリの約20%を占めていた。下部プレナムデブリについては、取り出し時の重量が19,100kgであり、主成分はUとZrの二酸化物で、構造材成分をわずかに含んでいた。残り約10,000kgは、下部プレナムデブリや溶融凝固層とLCSAやUCSAの堆積デブリの組成や比重はほぼ等しいと仮定され、画像データで見積もられたデブリ堆積状態から、LCSAとUCSAの堆積デブリの体積割合が評価差荒れ、それぞれに割り付けられた。		'''表２'''に、事故後の破損燃料とデブリの分布の評価結果をまとめて示す[1]。'''図１'''に、事故後の圧力容器内のデブリ分布を模式的に示す[5]。燃料棒の約33%は、炉心周辺領域、及び、炉心下部に、本来の燃料棒形状を維持して残留していた。事故シナリオ解析の結果、これらの残留燃料棒の事故時ピーク温度は<1100Kであり、炉心物質の初期組成がほぼ維持されていると評価された（#Zryは酸化されていない）。周辺燃料棒と切り株燃料棒の割合は、デブリ取り出しにともなって撮影された圧力容器内部のビデオ画像から、周辺燃料棒約22.7%、切り株燃料棒約10.7%と見積もられた（#不確かさ±５%）。炉心中央に堆積していた溶融凝固層については、上下クラストで挟まれた構造を持っていた。ボーリングサンプルの分析と画像解析により、上部クラストは、比重8.3g/cm<sup><small>3</small></sup>、重量2,450kg、下部クラストは、比重7.3g/cm<sup><small>3</small></sup>、重量8,760kgと評価された。クラスト層の厚みが場所によって非均質なことから、その重量評価誤差は30～40%と見積もられた。溶融凝固層の重量は、回収されたデブリと上下クラスト層重量の差し引きで、25,990kgと評価された。上部ルースデブリベッドは、比重3～5g/cm<sup><small>3</small></sup>の範囲で（上層が小さく、下層が大きい）、初期インベントリの約20%を占めていた。下部プレナムデブリについては、取り出し時の重量が19,100kgであり、主成分はUとZrの二酸化物で、構造材成分をわずかに含んでいた。残り約10,000kgは、下部プレナムデブリや溶融凝固層とLCSAやUCSAの堆積デブリの組成や比重はほぼ等しいと仮定され、画像データで見積もられたデブリ堆積状態から、LCSAとUCSAの堆積デブリの体積割合が評価差荒れ、それぞれに割り付けられた。
	{\| class="wikitable"		{\| class="wikitable"

Kurata Masaki: /* 初期インベントリ */

2026-03-31T07:53:50Z

初期インベントリ

← 古い版		2026年3月31日 (火) 16:53時点における版
1,322行目:		1,322行目:
	=== 初期インベントリ ===		=== 初期インベントリ ===

	* ORIGEN-~~II解析値も用いる。~~		* ORIGEN-II解析値を用いる。

	=== 重要核種 ===		=== 重要核種 ===

Kurata Masaki: /* Ex-vesselでのデブリ分布評価 */

2026-03-31T07:52:39Z

Ex-vesselでのデブリ分布評価

← 古い版		2026年3月31日 (火) 16:52時点における版
1,314行目:		1,314行目:

	== Ex-vesselでのデブリ分布評価 ==		== Ex-vesselでのデブリ分布評価 ==
	ex-vesselについては、全ての領域からサンプルを採集し、FP分布を測定することは困難である。初期インベントリを正確に測定評価できない。多様な核種を様々な濃度範囲で測定するため、分析誤差が大きくなりやすい。採集したサンプルの代表性や均質性に課題がある。また、事故後数年間冷却水中に存在しており、事故直後の情報が必ずしも維持されていない。従って、ex-vesselのデブリ分布評価は、TMI-2事故におけるソースターム評価精度の向上を目的にはしていない。クリーンアップ作業に向けてFPの概略分布を把握すること、および、既往のFPふるまいモデルやソースターム評価にかかわる知見を向上させることが目的である。これを'''FPインベントリプロジェクト（FPI）'''と称している[6]。FPIでは、不確かさ評価を行いつつ、ex-vesselのFP分布を同定し、ex-vesselでのFPふるまいメカニズムを解明すると共に、FP捕捉率を評価する。また、今後のサンプリングニーズを提示する[6]。		ex-vesselについては、全ての領域からサンプルを採集し、FP分布を測定することは困難である。初期インベントリを正確に測定評価できない。多様な核種を様々な濃度範囲で測定するため、分析誤差が大きくなりやすい。採集したサンプルの代表性や均質性に課題がある。また、事故後数年間冷却水中に存在しており、事故直後の情報が必ずしも維持されていない。従って、ex-vesselのデブリ分布評価は、TMI-2事故におけるソースターム評価精度の向上を目的にはしていない。クリーンアップ作業に向けてFPの概略分布を把握すること、および、既往のFPふるまいモデルやソースターム評価にかかわる知見を向上させることが目的である。これを<span style="color:blue">'''FPインベントリプロジェクト（FPI）'''</span>と称している[6]。FPIでは、不確かさ評価を行いつつ、ex-vesselのFP分布を同定し、ex-vesselでのFPふるまいメカニズムを解明すると共に、FP捕捉率を評価する。また、今後のサンプリングニーズを提示する[6]。

	=== 分布範囲 ===		=== 分布範囲 ===

Kurata Masaki: /* 事故前のFPインベントリ */

2026-03-31T07:51:18Z

事故前のFPインベントリ

← 古い版		2026年3月31日 (火) 16:51時点における版
513行目:		513行目:
	事故時のFPインベントリ解析では、様々な不確かさを考慮する必要がある。スクラム時点でのFPインベントリは、解析で評価するしかないが、様々な解析コードによる解析誤差は、核種によっては最大25%に達する。サンプル分析における分析誤差や、事故時のデブリふるまい、事故以降のデブリふるまいにともなうFPふるまいの変化も考慮する必要がある。そこで、初期インベントリの評価は、<span style="color:blue">'''Point Isotopic Delpletion法'''</span>による簡易解析で十分とされた。		事故時のFPインベントリ解析では、様々な不確かさを考慮する必要がある。スクラム時点でのFPインベントリは、解析で評価するしかないが、様々な解析コードによる解析誤差は、核種によっては最大25%に達する。サンプル分析における分析誤差や、事故時のデブリふるまい、事故以降のデブリふるまいにともなうFPふるまいの変化も考慮する必要がある。そこで、初期インベントリの評価は、<span style="color:blue">'''Point Isotopic Delpletion法'''</span>による簡易解析で十分とされた。

	'''図２'''に、U-235富化度の分布を、'''表４'''に、12群に分類された燃焼集合体のそれぞれの燃焼条件を示す[3]。装荷されていた177個の燃料集合体について、軸方向に７ノードに分割されてORIGEN-IIコードでの解析が行われた（#スクラム以降の時間変化）。44個のFP核種と24個の重元素について解析結果が整理され、炉心中央、炉心中間、炉心外周の３領域に分けてまとめられた。解析の不確かさについては、Ag-110とAg-110mで28%、Rh-106、Cs-134、Cs-137、Gd-153、Eu-155で10-20%、それ以外のFPでは10%以下と記載されている[3]。重元素では解析誤差が大きく、241核種では30%、242核種では80%、243核種ではファクター2.4、244核種ではファクター3.4と記載されている[3]。		'''図２'''に、U-235富化度の分布を、'''表４'''に、12群に分類された燃焼集合体のそれぞれの燃焼条件を示す[3]。装荷されていた177個の燃料集合体について、軸方向に７ノードに分割されてORIGEN-IIコードでの解析が行われた（#スクラム以降の時間変化）。44個のFP核種と24個の重元素について解析結果が整理され、<span style="color:blue">'''炉心中央、炉心中間、炉心外周の３領域'''</span>に分けてまとめられた。解析の不確かさについては、Ag-110とAg-110mで28%、Rh-106、Cs-134、Cs-137、Gd-153、Eu-155で10-20%、それ以外のFPでは10%以下と記載されている[3]。重元素では解析誤差が大きく、241核種では30%、242核種では80%、243核種ではファクター2.4、244核種ではファクター3.4と記載されている[3]。

	'''図３'''に、３領域に分類したそれぞれでの、燃焼にともなうU-235濃度の変化を示す[3]。炉心外周領域に2.96%富化度燃料が、炉心中間領域に2.64%富化度燃料が、炉心中央領域に1.98%富化度燃料がそれぞれ装荷されていた。また、燃焼に伴う、U-235に対するFP核種や重元素核種の相対濃度が解析されている。これらの解析値が整理され、領域ごとのU-235に対するFP相対濃度の基準条件とされた。'''表５'''に、例として、炉心全体でのスクラム時点でのモル量解析値を示す[3]。'''図４'''に、FPや重元素核種とU-235の相対濃度変化の例を示す[3]。スクラム以降の濃度変化については、直線的に単調に変化している核種（典型例：Eu-155）については解析の不確かさが小さく、曲線的に変化している核種（典型例：Cs-134）では解析誤差が大きくなる。		'''図３'''に、３領域に分類したそれぞれでの、燃焼にともなうU-235濃度の変化を示す[3]。炉心外周領域に2.96%富化度燃料が、炉心中間領域に2.64%富化度燃料が、炉心中央領域に1.98%富化度燃料がそれぞれ装荷されていた。また、燃焼に伴う、U-235に対するFP核種や重元素核種の相対濃度が解析されている。これらの解析値が整理され、領域ごとのU-235に対するFP相対濃度の基準条件とされた。'''表５'''に、例として、炉心全体でのスクラム時点でのモル量解析値を示す[3]。'''図４'''に、FPや重元素核種とU-235の相対濃度変化の例を示す[3]。スクラム以降の濃度変化については、直線的に単調に変化している核種（典型例：Eu-155）については解析の不確かさが小さく、曲線的に変化している核種（典型例：Cs-134）では解析誤差が大きくなる。

Kurata Masaki: /* 事故前のFPインベントリ */

2026-03-31T07:50:42Z

事故前のFPインベントリ

← 古い版		2026年3月31日 (火) 16:50時点における版
511行目:		511行目:

	=== 事故前のFPインベントリ ===		=== 事故前のFPインベントリ ===
	事故時のFPインベントリ解析では、様々な不確かさを考慮する必要がある。スクラム時点でのFPインベントリは、解析で評価するしかないが、様々な解析コードによる解析誤差は、核種によっては最大25%に達する。サンプル分析における分析誤差や、事故時のデブリふるまい、事故以降のデブリふるまいにともなうFPふるまいの変化も考慮する必要がある。そこで、初期インベントリの評価は、Point Isotopic ~~Delpletion法による簡易解析で十分とされた。~~		事故時のFPインベントリ解析では、様々な不確かさを考慮する必要がある。スクラム時点でのFPインベントリは、解析で評価するしかないが、様々な解析コードによる解析誤差は、核種によっては最大25%に達する。サンプル分析における分析誤差や、事故時のデブリふるまい、事故以降のデブリふるまいにともなうFPふるまいの変化も考慮する必要がある。そこで、初期インベントリの評価は、<span style="color:blue">'''Point Isotopic Delpletion法'''</span>による簡易解析で十分とされた。

	'''図２'''に、U-235富化度の分布を、'''表４'''に、12群に分類された燃焼集合体のそれぞれの燃焼条件を示す[3]。装荷されていた177個の燃料集合体について、軸方向に７ノードに分割されてORIGEN-IIコードでの解析が行われた（#スクラム以降の時間変化）。44個のFP核種と24個の重元素について解析結果が整理され、炉心中央、炉心中間、炉心外周の３領域に分けてまとめられた。解析の不確かさについては、Ag-110とAg-110mで28%、Rh-106、Cs-134、Cs-137、Gd-153、Eu-155で10-20%、それ以外のFPでは10%以下と記載されている[3]。重元素では解析誤差が大きく、241核種では30%、242核種では80%、243核種ではファクター2.4、244核種ではファクター3.4と記載されている[3]。		'''図２'''に、U-235富化度の分布を、'''表４'''に、12群に分類された燃焼集合体のそれぞれの燃焼条件を示す[3]。装荷されていた177個の燃料集合体について、軸方向に７ノードに分割されてORIGEN-IIコードでの解析が行われた（#スクラム以降の時間変化）。44個のFP核種と24個の重元素について解析結果が整理され、炉心中央、炉心中間、炉心外周の３領域に分けてまとめられた。解析の不確かさについては、Ag-110とAg-110mで28%、Rh-106、Cs-134、Cs-137、Gd-153、Eu-155で10-20%、それ以外のFPでは10%以下と記載されている[3]。重元素では解析誤差が大きく、241核種では30%、242核種では80%、243核種ではファクター2.4、244核種ではファクター3.4と記載されている[3]。

Kurata Masaki: /* 燃料棒成分について */

2026-03-31T07:50:10Z

燃料棒成分について

← 古い版		2026年3月31日 (火) 16:50時点における版
281行目:		281行目:

	==== 燃料棒成分について ====		==== 燃料棒成分について ====
	'''表３(a)'''に、燃料棒主要成分（U,Zr,Sn）の、圧力容器内デブリ中の捕捉率を示す[1,2]。それぞれの領域から採集されたデブリサンプルの分析値の積み上げで、Uの97%が捕捉されたと評価された。形状を維持した燃料棒は、初期インベントリをそのまま維持していたとされた。上部ルースデブリは、>90%~~が約1～5mmサイズの粒子デブリであり、その平均組成は、初期インベントリに比べてUリッチであった（66~~%~~に対し75~~%~~）。下部プレナムデブリは、Uの平均濃度65~~%で、初期インベントリに近い値であった。これに対し、溶融凝固層や上部クラスト層中の金属相や下部クラスト層はUの相対濃度が低く、逆にZr濃度が高い傾向が示された。上部クラスト、溶融凝固層、下部クラストの平均的なU濃度は、それぞれ、49、54、34%であった。しかし、これらの層のうち酸化物相中の平均U組成は、炉心平均に近い値であった。上部プレナム構造物の付着デブリの分析結果から、この領域へのU移行物量は、初期インベントリの<0.1%と評価された。		'''表３(a)'''に、燃料棒主要成分（U,Zr,Sn）の、圧力容器内デブリ中の捕捉率を示す[1,2]。それぞれの領域から採集されたデブリサンプルの分析値の積み上げで、Uの97%が捕捉されたと評価された。形状を維持した燃料棒は、初期インベントリをそのまま維持していたとされた。上部ルースデブリは、>90%が約1～5mmサイズの粒子デブリであり、その平均組成は、初期インベントリに比べてUリッチであった（初期炉心で平均組成66%-Uに対し、上部ルースデブリでは75%-U）。下部プレナムデブリは、Uの平均濃度65%で、初期炉心に近い値であった。これに対し、溶融凝固層や上部クラスト層中の金属相や下部クラスト層はUの相対濃度が低く、逆にZr濃度が高い傾向が示された。上部クラスト、溶融凝固層、下部クラストの平均的なU濃度は、それぞれ、49、54、34%であった。しかし、これらの層のうち酸化物相中の平均U組成は、炉心平均に近い値であった。上部プレナム構造物の付着デブリの分析結果から、この領域へのU移行物量は、初期インベントリの<0.1%と評価された。

	Zrについては、捕捉率が91%であった。上部ルースデブリベッド中のUに対する分析値の相対値から、<u>約50%のZrは炉心下部に先行的に移行したと推定された</u>。炉心下部に移行したZrは、溶融凝固層中の金属相や下部クラスト層に濃化していた。Snは、ジルカロイの酸化・溶融過程でZrから分離され、金属デブリ側に移行していた。ZrとSnの捕捉率がUに比べて低いため、サンプル分析されていない領域に金属デブリが存在していた可能性が示唆された。可能性の一つとして、<u>事故初期に発生した炉心上部での燃料崩落イベント（スクラム後174分）の際に形成された金属微粒子デブリが、下部プレナムに沈降して堆積し、下部プレナムデブリの最下層に金属層を形成していたシナリオが推定された</u>。しかし、下部プレナムデブリ底部のサンプル分析は行われておらず、この仮説は検証されていない（#下部プレナムハードデブリの採集と分析は行われたが、デブリ破砕作業によりハードデブリが破砕混合された後に採集されたため、底部サンプルは採集されていない）。なお、SnはZrに比べて、金属相側に多く分布していることがわかる。		Zrについては、捕捉率が91%であった。上部ルースデブリベッド中のUに対する分析値の相対値から、<u>約50%のZrは炉心下部に先行的に移行したと推定された</u>。炉心下部に移行したZrは、溶融凝固層中の金属相や下部クラスト層に濃化していた。Snは、ジルカロイの酸化・溶融過程でZrから分離され、金属デブリ側に移行していた。ZrとSnの捕捉率がUに比べて低いため、サンプル分析されていない領域に金属デブリが存在していた可能性が示唆された。可能性の一つとして、<u>事故初期に発生した炉心上部での燃料崩落イベント（スクラム後174分）の際に形成された金属微粒子デブリが、下部プレナムに沈降して堆積し、下部プレナムデブリの最下層に金属層を形成していたシナリオが推定された</u>。しかし、下部プレナムデブリ底部のサンプル分析は行われておらず、この仮説は検証されていない（#下部プレナムハードデブリの採集と分析は行われたが、デブリ破砕作業によりハードデブリが破砕混合された後に採集されたため、底部サンプルは採集されていない）。なお、SnはZrに比べて、金属相側に多く分布していることがわかる。

Kurata Masaki: /* 事故後の炉心物質分布 */

2026-03-31T07:46:42Z

事故後の炉心物質分布

← 古い版		2026年3月31日 (火) 16:46時点における版
274行目:		274行目:
	<sup><small>#</small></sup>圧力容器外の炉心物質量は、原子炉建屋と補助建屋内の各種機器や配管の線量計測の結果に基づいて推定された。<u>後日、GPU社による詳細評価がなされ、450kgに修正されている</u>。		<sup><small>#</small></sup>圧力容器外の炉心物質量は、原子炉建屋と補助建屋内の各種機器や配管の線量計測の結果に基づいて推定された。<u>後日、GPU社による詳細評価がなされ、450kgに修正されている</u>。

	'''LCSA: Lower Core Support Assembly'''		<span style="color:blue">'''LCSA: Lower Core Support Assembly'''</span>

	'''UCSA: Upper Core Support Assembly'''		<span style="color:blue">'''UCSA: Upper Core Support Assembly'''</span>

	'''<big>参考：[[TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動\|事故シナリオとデブリふるまい]]</big>'''		'''<big>参考：[[TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動\|事故シナリオとデブリふるまい]]</big>'''

Kurata Masaki: /* 事故前の炉心物質インベントリ */

2026-03-31T07:45:37Z

事故前の炉心物質インベントリ

← 古い版		2026年3月31日 (火) 16:45時点における版
4行目:		4行目:

	=== 事故前の炉心物質インベントリ ===		=== 事故前の炉心物質インベントリ ===
	'''表１(a)'''に、事故前の主要な<span style="color:blue">'''炉心物質'''</span>の重量を示す[1]。'''表１(b)'''には、マイナー成分も含めたより正確な重量を示す[4]。表１(a)は、炉心物質のインベントリ評価に、表１(b)は、デブリ分析で対象とする元素の選定基準に用いられた。主要な炉心物質としては、燃料棒、制御材、構造材（制御棒被覆管、スペーサグリッド、上下端栓、など）があり、その他に、反射体として用いられていたZrO<small><sub>2</sub></small>、可燃性毒物のAl<sub><small>2</small></sub>O<sub><small>3</small></sub>-B<sub><small>4</small></sub>~~C、ガドリニア含有燃料、などが装荷されていた。ここで、炉心物質は、上部格子板と下部格子グリッドの間に装荷されていた物質を示している（~~#上部格子、下部格子自体は含まれていない）。燃料棒は、燃料ペレット約94トン、ジルカロイ被覆管約24トンで構成され、ジルカロイ中の主な副成分としてSnが約370kg装荷されていた。Ag-In-Cd合金からなる制御材は約３トン装荷されていた。構造材は、SS材とインコネル材からなり、事故前の炉心部での重量は約６トンであった。なお、表１(b)に記載されている物質のうち、SnとMo以外のマイナー成分は、インベントリ評価では考慮されていない。		'''表１(a)'''に、事故前の主要な<span style="color:blue">'''炉心物質'''</span>の重量を示す[1]。'''表１(b)'''には、マイナー成分も含めたより正確な重量を示す[4]。表１(a)は、炉心物質のインベントリ評価に、表１(b)は、デブリ分析で対象とする元素の選定基準に用いられた。主要な炉心物質としては、燃料棒（UO<sub><small>2</small></sub>+Zry）、制御材（Ag-In-Cd）、構造材（制御棒被覆管、スペーサグリッド、上下端栓などの、SS材、インコネル材）があり、その他に、反射体として用いられていたZrO<small><sub>2</sub></small>、可燃性毒物のAl<sub><small>2</small></sub>O<sub><small>3</small></sub>-B<sub><small>4</small></sub>C、ガドリニア含有燃料、などが装荷されていた。ここで、炉心物質とは、上部格子板と下部格子グリッドの間に装荷されていた物質を示している（#上部格子、下部格子自体は含まれていない）。燃料棒は、燃料ペレット約94トン、ジルカロイ被覆管約24トンで構成され、ジルカロイ中の主な副成分としてSnが約370kg含まれていた。Ag-In-Cd合金からなる制御材は約３トン装荷されていた。構造材は、SS材とインコネル材からなり、事故前の炉心部での重量は約６トンであった。なお、表１(b)に記載されている物質のうち、SnとMo以外のマイナー成分は、インベントリ評価では考慮されていない。

	また、事故の過程で上部格子の底部が一部溶融して崩落したため、約229kgの構造材がデブリ中に混入したと推定された[1]。また、溶融デブリの一部は、炉心外周のバッフル版とコアフォーマ領域を破損して下部プレナムに移行したが、その際に、構造材約182kgが炉心物質に混入したと推定された[1]。事故進展時に、ジルカロイ被覆管は水蒸気によって酸化され、ZrO<sub><small>2</small></sub>が形成されるが、事故シナリオ解析で推定された水素発生量約459kgから逆算して、ジルカロイ酸化に寄与した酸素重量が約3,300kgと評価された[1]。これは、単純計算で、Zrの約43%が酸化していたことに相当している。実際には、水素発生量の推定値に不確かさがあること、ジルカロイだけでなく構造材の一部も酸化していたこと、等により、酸素重量増加の推定には不確かさが存在している。これらの合計として、事故後の炉心物質の総重量は133,250kgと見積もられた[1]。		また、事故の過程で上部格子の底部が一部溶融して崩落したため、約229kgの構造材がデブリ中に混入したと推定された[1]。また、溶融デブリの一部は、炉心外周のバッフル版とコアフォーマ領域を破損して下部プレナムに移行したが、その際に、構造材約182kgが炉心物質に混入したと推定された[1]。事故進展時に、ジルカロイ被覆管は水蒸気によって酸化され、ZrO<sub><small>2</small></sub>が形成されるが、事故シナリオ解析で推定された水素発生量約459kgから逆算して、ジルカロイ酸化に寄与した酸素重量が約3,300kgと評価された[1]。これは、単純計算で、Zrの約43%が酸化していたことに相当している。実際には、水素発生量の推定値に不確かさがあること、ジルカロイだけでなく構造材の一部も酸化していたこと、等により、酸素重量増加の推定には不確かさが存在している。これらの合計として、事故後の炉心物質の総重量は133,250kgと見積もられた[1]。
274行目:		274行目:
	<sup><small>#</small></sup>圧力容器外の炉心物質量は、原子炉建屋と補助建屋内の各種機器や配管の線量計測の結果に基づいて推定された。<u>後日、GPU社による詳細評価がなされ、450kgに修正されている</u>。		<sup><small>#</small></sup>圧力容器外の炉心物質量は、原子炉建屋と補助建屋内の各種機器や配管の線量計測の結果に基づいて推定された。<u>後日、GPU社による詳細評価がなされ、450kgに修正されている</u>。

	LCSA: Lower Core Support Assembly		'''LCSA: Lower Core Support Assembly'''

	UCSA: Upper Core Support Assembly		'''UCSA: Upper Core Support Assembly'''

	'''<big>参考：[[TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動\|事故シナリオとデブリふるまい]]</big>'''		'''<big>参考：[[TMI-2での事故進展に伴うデブリ移行挙動\|事故シナリオとデブリふるまい]]</big>'''

Kurata Masaki: /* 事故前の炉心物質インベントリ */

2026-03-31T07:29:02Z

事故前の炉心物質インベントリ

← 古い版		2026年3月31日 (火) 16:29時点における版
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	=== 事故前の炉心物質インベントリ ===		=== 事故前の炉心物質インベントリ ===
	'''表１(a)'''~~に、事故前の主要な炉心物質の重量を示す~~[1]。'''表１(b)'''には、マイナー成分も含めたより正確な重量を示す[4]。表１(a)は、炉心物質のインベントリ評価に、表１(b)は、デブリ分析で対象とする元素の選定基準に用いられた。主要な炉心物質としては、燃料棒、制御材、構造材（制御棒被覆管、スペーサグリッド、上下端栓、など）があり、その他に、反射体として用いられていたZrO<small><sub>2</sub></small>、可燃性毒物のAl<sub><small>2</small></sub>O<sub><small>3</small></sub>-B<sub><small>4</small></sub>C、ガドリニア含有燃料、などが装荷されていた。ここで、炉心物質は、上部格子板と下部格子グリッドの間に装荷されていた物質を示している（#上部格子、下部格子自体は含まれていない）。燃料棒は、燃料ペレット約94トン、ジルカロイ被覆管約24トンで構成され、ジルカロイ中の主な副成分としてSnが約370kg装荷されていた。Ag-In-Cd合金からなる制御材は約３トン装荷されていた。構造材は、SS材とインコネル材からなり、事故前の炉心部での重量は約６トンであった。なお、表１(b)に記載されている物質のうち、SnとMo以外のマイナー成分は、インベントリ評価では考慮されていない。		'''表１(a)'''に、事故前の主要な<span style="color:blue">'''炉心物質'''</span>の重量を示す[1]。'''表１(b)'''には、マイナー成分も含めたより正確な重量を示す[4]。表１(a)は、炉心物質のインベントリ評価に、表１(b)は、デブリ分析で対象とする元素の選定基準に用いられた。主要な炉心物質としては、燃料棒、制御材、構造材（制御棒被覆管、スペーサグリッド、上下端栓、など）があり、その他に、反射体として用いられていたZrO<small><sub>2</sub></small>、可燃性毒物のAl<sub><small>2</small></sub>O<sub><small>3</small></sub>-B<sub><small>4</small></sub>C、ガドリニア含有燃料、などが装荷されていた。ここで、炉心物質は、上部格子板と下部格子グリッドの間に装荷されていた物質を示している（#上部格子、下部格子自体は含まれていない）。燃料棒は、燃料ペレット約94トン、ジルカロイ被覆管約24トンで構成され、ジルカロイ中の主な副成分としてSnが約370kg装荷されていた。Ag-In-Cd合金からなる制御材は約３トン装荷されていた。構造材は、SS材とインコネル材からなり、事故前の炉心部での重量は約６トンであった。なお、表１(b)に記載されている物質のうち、SnとMo以外のマイナー成分は、インベントリ評価では考慮されていない。

	また、事故の過程で上部格子の底部が一部溶融して崩落したため、約229kgの構造材がデブリ中に混入したと推定された[1]。また、溶融デブリの一部は、炉心外周のバッフル版とコアフォーマ領域を破損して下部プレナムに移行したが、その際に、構造材約182kgが炉心物質に混入したと推定された[1]。事故進展時に、ジルカロイ被覆管は水蒸気によって酸化され、ZrO<sub><small>2</small></sub>が形成されるが、事故シナリオ解析で推定された水素発生量約459kgから逆算して、ジルカロイ酸化に寄与した酸素重量が約3,300kgと評価された[1]。これは、単純計算で、Zrの約43%が酸化していたことに相当している。実際には、水素発生量の推定値に不確かさがあること、ジルカロイだけでなく構造材の一部も酸化していたこと、等により、酸素重量増加の推定には不確かさが存在している。これらの合計として、事故後の炉心物質の総重量は133,250kgと見積もられた[1]。		また、事故の過程で上部格子の底部が一部溶融して崩落したため、約229kgの構造材がデブリ中に混入したと推定された[1]。また、溶融デブリの一部は、炉心外周のバッフル版とコアフォーマ領域を破損して下部プレナムに移行したが、その際に、構造材約182kgが炉心物質に混入したと推定された[1]。事故進展時に、ジルカロイ被覆管は水蒸気によって酸化され、ZrO<sub><small>2</small></sub>が形成されるが、事故シナリオ解析で推定された水素発生量約459kgから逆算して、ジルカロイ酸化に寄与した酸素重量が約3,300kgと評価された[1]。これは、単純計算で、Zrの約43%が酸化していたことに相当している。実際には、水素発生量の推定値に不確かさがあること、ジルカロイだけでなく構造材の一部も酸化していたこと、等により、酸素重量増加の推定には不確かさが存在している。これらの合計として、事故後の炉心物質の総重量は133,250kgと見積もられた[1]。
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	=== 事故後の炉心物質分布 ===		=== 事故後の炉心物質分布 ===
	'''表２'''に、事故後の破損燃料とデブリの分布の評価結果をまとめて示す[1]。'''図１'''に、事故後の圧力容器内のデブリ分布を模式的に示す[5]。燃料棒の約33%は、炉心周辺領域、及び、炉心下部に、本来の燃料棒形状を維持して残留していた。事故シナリオ解析の結果、これらの残留燃料棒の事故時ピーク温度は<1100Kであり、炉心物質の初期組成がほぼ維持されていると評価された（#Zryは酸化されていない）。周辺燃料棒と切り株燃料棒の割合は、デブリ取り出しにともなって撮影された圧力容器内部のビデオ画像から、周辺燃料棒約22.7%、切り株燃料棒約10.7%と見積もられた（#不確かさ±５%）。炉心中央に堆積していた溶融凝固層については、上下クラストで挟まれた構造を持っていた。ボーリングサンプルの分析と画像解析により、上部クラストは、比重8.3g/cm<sup><small>3</small></sup>、重量2,450kg、下部クラストは、比重7.3g/cm<sup><small>3</small></sup>、重量8,760kgと評価された。クラスト層の厚みが場所によって非均質なことから、その重量評価誤差は30～40%と見積もられた。溶融凝固層の重量は、回収されたデブリと上下クラスト層重量の差し引きで、25,990kgと評価された。上部ルースデブリベッドは、比重3～5g/cm<sup><small>3</small></sup>の範囲で（上層が小さく、下層が大きい）、初期インベントリの約20%を占めていた。下部プレナムデブリについては、取り出し時の重量が19,100kgであり、主成分はUとZrの二酸化物で、構造材成分をわずかに含んでいた。残り約10,000kgは、下部プレナムデブリや溶融凝固層とLCSAやUCSAの堆積デブリの組成や比重はほぼ等しいと仮定され、画像データで見積もられたデブリ堆積状態から、LCSAとUCSAの堆積デブリの体積割合が評価差荒れ、それぞれに割り付けられた。		'''表２'''に、事故後の破損燃料とデブリの分布の評価結果をまとめて示す[1]。'''図１'''に、事故後の圧力容器内のデブリ分布を模式的に示す[5]。燃料棒の約33%は、炉心周辺領域、及び、炉心下部に、本来の燃料棒形状を維持して残留していた。事故シナリオ解析の結果、これらの残留燃料棒の事故時ピーク温度は<1100Kであり、炉心物質の初期組成がほぼ維持されていると評価された（#Zryは酸化されていない）。周辺燃料棒と切り株燃料棒の割合は、デブリ取り出しにともなって撮影された圧力容器内部のビデオ画像から、周辺燃料棒約22.7%、切り株燃料棒約10.7%と見積もられた（#不確かさ±５%）。炉心中央に堆積していた溶融凝固層については、上下クラストで挟まれた構造を持っていた。ボーリングサンプルの分析と画像解析により、上部クラストは、比重8.3g/cm<sup><small>3</small></sup>、重量2,450kg、下部クラストは、比重7.3g/cm<sup><small>3</small></sup>、重量8,760kgと評価された。クラスト層の厚みが場所によって非均質なことから、その重量評価誤差は30～40%と見積もられた。溶融凝固層の重量は、回収されたデブリと上下クラスト層重量の差し引きで、25,990kgと評価された。上部ルースデブリベッドは、比重3～5g/cm<sup><small>3</small></sup>の範囲で（上層が小さく、下層が大きい）、初期インベントリの約20%を占めていた。下部プレナムデブリについては、取り出し時の重量が19,100kgであり、主成分はUとZrの二酸化物で、構造材成分をわずかに含んでいた。残り約10,000kgは、下部プレナムデブリや溶融凝固層とLCSAやUCSAの堆積デブリの組成や比重はほぼ等しいと仮定され、画像データで見積もられたデブリ堆積状態から、LCSAとUCSAの堆積デブリの体積割合が評価差荒れ、それぞれに割り付けられた。

2026年3月31日 (火) 07:28にKurata Masakiによる

2026-03-31T07:28:25Z

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	TMI-2事故前後での炉心物質とFP分布の評価は、事故炉のクリーンアップ作業、デブリ取り出し、事故進展解析等に向けた重要知見であった。炉心物質については、事故前の設計情報に基づいて<span style="color:blue">'''初期インベントリ'''</span>が評価され、内部調査、サンプル分析、デブリ取り出しなどの作業の進捗に伴って、事故後の物質分布がアップデートされた[1,2]。FPについては、そもそも事故開始時点での初期インベントリを正確に評価することが困難であった。そこで、事故時の炉心をU富化度によって３領域（炉心中央、炉心中間、炉心外周）に分割し、ORIGEN-~~II等の解析コードを用いて、事故直前のFPインベントリとその経時変化が評価された~~[3]。サンプル分析や内部調査、建屋内の放射線計測の結果等に基づいて、燃料デブリや破損燃料中のFP残留率、また、圧力容器内外の主要な領域（一次系内表面、原子炉建屋滞留水、補助建屋滞留水、など）への移行率、付着率が評価された[1,2]。この項目では、TMI-2事故解析で行われた、初期インベントリと物質分布の評価についてまとめる。		TMI-2事故前後での炉心物質とFP分布の評価は、事故炉のクリーンアップ作業、デブリ取り出し、事故進展解析等に向けた重要知見であった。炉心物質については、事故前の設計情報に基づいて<span style="color:blue">'''初期インベントリ'''</span>が評価され、内部調査、サンプル分析、デブリ取り出しなどの作業の進捗に伴って、事故後の物質分布がアップデートされた[1,2]。FPについては、そもそも事故開始時点での初期インベントリを正確に評価することが困難であった。そこで、事故時の炉心をU富化度によって３領域（炉心中央、炉心中間、炉心外周）に分割し、ORIGEN-II等の解析コードを用いて、事故直前の<span style="color:blue">'''FPインベントリ'''</span>とその経時変化が評価された[3]。サンプル分析や内部調査、建屋内の放射線計測の結果等に基づいて、燃料デブリや破損燃料中のFP残留率、また、圧力容器内外の主要な領域（一次系内表面、原子炉建屋滞留水、補助建屋滞留水、など）への移行率、付着率が評価された[1,2]。この項目では、TMI-2事故解析で行われた、初期インベントリと物質分布の評価についてまとめる。

	== 炉心物質インベントリ ==		== 炉心物質インベントリ ==