燃料デブリふるまいの要素現象 - 版の履歴

Kurata Masaki: /* BWRでの燃料溶融・崩落の概略的な理解 */

2024-05-09T06:26:41Z

BWRでの燃料溶融・崩落の概略的な理解

← 古い版		2024年5月9日 (木) 15:26時点における版
40行目:		40行目:
	燃料デブリが崩落し、いったん凝固した後に、再溶融する場合には、その酸化度によって、溶融プール形成温度が異なると推定される。デブリ主成分が(U,Zr)O<sub><small>2</small></sub>の二酸化物で構成される場合には、溶融プール形成温度は、その固溶体の融点極小値(約2820K)となる。そこに、残留する高融点酸化物などが次第に溶融する。一方で、デブリ酸化度が低い場合には、溶融プールにおいてもU-Zr-Oメルトが形成される。U-Zr-Oメルトはかなり低い温度から形成されるが、顕著に溶融開始するのは約2170K、プールとして拡大するのは約2573Kと考えられている。		燃料デブリが崩落し、いったん凝固した後に、再溶融する場合には、その酸化度によって、溶融プール形成温度が異なると推定される。デブリ主成分が(U,Zr)O<sub><small>2</small></sub>の二酸化物で構成される場合には、溶融プール形成温度は、その固溶体の融点極小値(約2820K)となる。そこに、残留する高融点酸化物などが次第に溶融する。一方で、デブリ酸化度が低い場合には、溶融プールにおいてもU-Zr-Oメルトが形成される。U-Zr-Oメルトはかなり低い温度から形成されるが、顕著に溶融開始するのは約2170K、プールとして拡大するのは約2573Kと考えられている。
	[[ファイル:溶融温度まとめ.png\|左\|サムネイル\|700x700ピクセル\|'''<big>図３　RPV内での炉心物質の溶融に係る指標温度 (Kで表示)</big>''']]		[[ファイル:溶融温度まとめ.png\|左\|サムネイル\|700x700ピクセル\|'''<big>図３　RPV内での炉心物質の溶融に係る指標温度 (Kで表示)</big>''']]

Kurata Masaki: /* 下部プレナム堆積以降のデブリふるまい */

2024-05-09T06:25:02Z

下部プレナム堆積以降のデブリふるまい

← 古い版		2024年5月9日 (木) 15:25時点における版
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			.
	=== <big>下部プレナム堆積以降のデブリふるまい</big> ===		=== <big>下部プレナム堆積以降のデブリふるまい</big> ===
	（以下、作成中）		（以下、作成中）

Kurata Masaki: /* 原子炉圧力容器内フェーズ（in-vessel phase） */

2024-05-09T06:24:19Z

原子炉圧力容器内フェーズ（in-vessel phase）

← 古い版		2024年5月9日 (木) 15:24時点における版
30行目:		30行目:
	'''4.　RPV内フェーズでの炉心物質の溶融に係る指標温度'''		'''4.　RPV内フェーズでの炉心物質の溶融に係る指標温度'''

	炉心には、燃料棒、制御棒、燃料集合体部材、など様々な構造物に由来する物質が存在しており、炉心溶融・崩落過程では、それらの相互作用が複雑に進行する。これを概略的に理解するために、基本となる炉心構成物質の融点や主要物質間の相互作用温度（共晶など）、模擬試験で観測された事象、解析モデルで想定している現象、などを温度上昇に対して示すことで、現象理解の指標として用いることができる。評価者によって様々なバージョンが作成されているが、ここでは、JAEAでの最近の検討結果に基づく温度指標を、'''図３'''~~として示す。~~		炉心には、燃料棒、制御棒、燃料集合体部材、など様々な構造物に由来する物質が存在しており、炉心溶融・崩落過程では、それらの相互作用が複雑に進行する。これを概略的に理解するために、基本となる炉心構成物質の融点や主要物質間の相互作用温度（共晶など）、模擬試験で観測された事象、解析モデルで想定している現象、などを温度上昇に対して示すことで、現象理解の指標として用いることができる。評価者によって様々なバージョンが作成されているが、ここでは、JAEAでの最近の検討結果に基づく温度指標を、'''図３'''として示す（絶対温度(K)で表示）。

			図中の左列には、主な材料反応と温度を対応付けて示す。PWRでは、1073Kで、中性子吸収材のAg-In-Cdが溶融開始するが、制御棒被覆管(S.S.製)と相互作用しないため、その内部に液相として残留する。約1200Kで、Zrリッチ側のFe/Zr、Ni/Zr共晶溶融が発生する。これは、PWRでの制御棒案内管と制御棒被覆管の溶融開始、BWRでの制御棒ブレードとチャンネルボックスの溶融開始、あるいは、PWR/BWR共に燃料被覆管と支持格子やスプリングなどの燃料集合体部材との溶融開始に対応する。約1400K以上では、燃料ペレットが熱膨張して燃料/被覆管ギャップが失われ、UO<sub><small>2</small></sub>とZrの間で物質移動と酸化還元反応が発生する。これにより、わずかに金属Uが形成される。金属UはZrと合金化し、温度上昇にともなって溶融・成長する。およそ1773Kを超えると、燃料/被覆管界面の一部にU-Zr-Oメルト相を形成し、そこにUO<sub><small>2</small></sub>やZryが次第に溶融する。この溶融状態は、U-Zr-O系の溶解度で制限されるため、U-Zr-Oメルトは一定量以上には成長しないと考えられる。約1450Kで、主にBWRで、中性子吸収材のB<sub><small>4</small></sub>Cと制御棒被覆管(S.S.製)の間で共晶溶融が始まる。約1500Kで、Inconel/Zry系のNiリッチ側の共晶温度に到達し、Inconel製の燃料集合体部材の溶融が進展する。約1600Kでは、S.S./Zry系のFeリッチ側の共晶温度に到達し、制御棒/案内管やチャンネルボックスの溶融が進展する。InconelとS.S.の融点はそれぞれ、およそ1650K、1720Kであり、これらの温度で、残留していた燃料集合体部材も溶融すると考えられる。S.S.の融点に到達すると、PWRで、制御棒が溶融し、SS.-Ag-In-Cdメルトが広がると推定される。この温度では、Cdは蒸発する。Ag-InはUとの親和性が高いため、一部は溶融デブリ中に移行すると考えられる。また、BWRで、制御棒ブレードやチャンネルボックスで、化学的な相互作用が進む場合には、Fe<sub><small>2</small></sub>BやFe<sub><small>2</small></sub>Zrに代表される金属間化合物が形成される。これらは、溶け落ちた制御棒による堆積物中で一定時間残留すると推定されるが、約1950Kに到達すると、これらの金属間化合物も分解し、金属デブリメルト中に溶融すると推定される。

			燃料については、約1600Kで、UO<sub><small>2</small></sub>とFeOの疑似二元系での共晶溶融反応が発生しうる。例えば、酸化した構造材が倒壊し、燃料デブリと接触するような状態が発生すると、この反応により、やや高酸化度のデブリが溶融開始する可能性が考えられる。燃料/被覆管界面で形成されるU-Zr-Oメルトは温度上昇にともなって成長するが、約2170Kに到達すると成長速度が大きくなり、さらに、未酸化Zryの融点や、α-Zr(O)の融点が、この温度と近接するため、燃料/被覆管界面が一気に液相化進展し、内部に未溶融のUO<sub><small>2</small></sub>、外周にZrO<sub><small>2</small></sub>被膜、その間にU-Zr-Oメルトの三層からなる状態になると考えられている。温度上昇により、U-Zr-Oメルトが成長するが、温度に応じて溶解度が定まっているため、三層構造は維持されると考えられる。この状態の燃料棒が、どのようなメカニズム、あるいは閾条件で崩落開始するのかは十分に解明されていない。CORA等の模擬試験の結果や、TMI-2デブリの分析結果から、SA解析コードに組み込まれたモデルでは、外周ZrO<sub><small>2</small></sub>被膜の厚さが250ミクロンで、U-Zr-Oメルト温度が約2500Kに到達すると燃料崩落開始すると設定されている。水蒸気枯渇雰囲気などで、被覆管酸化が進まない場合には、崩落開始温度は低下すると考えられる。

			U-Zr-Oメルトが崩落開始するような温度に到達しても、炉心構成物質の一部は、固体を維持していると考えられる。未溶融の中性子吸収剤B<sub><small>4</small></sub>Cの融点は約2623Kであり、UO<sub><small>2</small></sub>とZrO<sub><small>2</small></sub>の融点はそれぞれ、3120K、2960Kである。UO<sub><small>2</small></sub>が酸化してhyper-stoichiometricになると融点が低下する。しかし、水蒸気雰囲気中では、UO<sub><small>2+x</small></sub>を大きく超えて酸化度が上昇しないことに注意が必要である。（#チェルノブイリ事故で形成されたデブリの分析結果や、空気雰囲気での模擬試験の結果から、U<sub><small>3</small></sub>O<sub><small>8</small></sub>等の高次化合物形成が議論されることがあるが、RPV内の事故進展においては、このような高次の化合物は原理的には形成されない。）UとZrの二成分系の酸化物は、全率固溶体を形成し、約モル比1:1で、融点の極小値(約2820K)を持っている。これら以外に重要な温度の指標として、(U,Zr)O<sub><small>2</small></sub>/Fe<sub><small>3</small></sub>O<sub><small>4</small></sub>系の溶融温度(約2695K)、U/UO<sub><small>2</small></sub>系の偏晶温度(約2670K)がある。前者からは、十分な量の酸化鉄が混入すると燃料デブリの融点(Liquidus)が約2695Kまで低下することが、逆に後者からは、デブリが亜酸化である場合に融点が低下することが示唆される。

			燃料デブリが崩落し、いったん凝固した後に、再溶融する場合には、その酸化度によって、溶融プール形成温度が異なると推定される。デブリ主成分が(U,Zr)O<sub><small>2</small></sub>の二酸化物で構成される場合には、溶融プール形成温度は、その固溶体の融点極小値(約2820K)となる。そこに、残留する高融点酸化物などが次第に溶融する。一方で、デブリ酸化度が低い場合には、溶融プールにおいてもU-Zr-Oメルトが形成される。U-Zr-Oメルトはかなり低い温度から形成されるが、顕著に溶融開始するのは約2170K、プールとして拡大するのは約2573Kと考えられている。
			[[ファイル:溶融温度まとめ.png\|左\|サムネイル\|700x700ピクセル\|'''<big>図３　RPV内での炉心物質の溶融に係る指標温度 (Kで表示)</big>''']]

Kurata Masaki: /* 下部プレナム堆積以降のデブリふるまい */

2024-05-09T02:57:24Z

下部プレナム堆積以降のデブリふるまい

← 古い版		2024年5月9日 (木) 11:57時点における版
26行目:		26行目:
	ファイル:BWR燃料集合体.png\|'''図２　BWR燃料集合体の模式図[2]</big>'''		ファイル:BWR燃料集合体.png\|'''図２　BWR燃料集合体の模式図[2]</big>'''
	</gallery>		</gallery>


			'''4.　RPV内フェーズでの炉心物質の溶融に係る指標温度'''

			炉心には、燃料棒、制御棒、燃料集合体部材、など様々な構造物に由来する物質が存在しており、炉心溶融・崩落過程では、それらの相互作用が複雑に進行する。これを概略的に理解するために、基本となる炉心構成物質の融点や主要物質間の相互作用温度（共晶など）、模擬試験で観測された事象、解析モデルで想定している現象、などを温度上昇に対して示すことで、現象理解の指標として用いることができる。評価者によって様々なバージョンが作成されているが、ここでは、JAEAでの最近の検討結果に基づく温度指標を、'''図３'''として示す。


	=== <big>下部プレナム堆積以降のデブリふるまい</big> ===		=== <big>下部プレナム堆積以降のデブリふるまい</big> ===
	~~ここから、、、~~		（以下、作成中）

	TMI-2事故では、炉心部で形成された溶融デブリの一部が下部プレナムに移行した段階までに、デブリベッドはほぼ再冠水しており、下部プレナムに移行したデブリは冷却されて固化し、事故は終息に向かった。		TMI-2事故では、炉心部で形成された溶融デブリの一部が下部プレナムに移行した段階までに、デブリベッドはほぼ再冠水しており、下部プレナムに移行したデブリは冷却されて固化し、事故は終息に向かった。

Kurata Masaki: /* 1Fでのデブリ崩落と堆積の特徴 */

2024-05-09T02:46:38Z

1Fでのデブリ崩落と堆積の特徴

← 古い版		2024年5月9日 (木) 11:46時点における版
448行目:		448行目:
	.		.
	===<big>1Fでのデブリ崩落と堆積の特徴</big>===		===<big>1Fでのデブリ崩落と堆積の特徴</big>===
	~~図１の解析結果と、~~[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.91.EF.BC.9A.E5.88.B6.E5.BE.A1.E6.A3.92.E3.81.AE.E5.85.B1.E6.99.B6.E6.BA.B6.E8.9E.8D\|'''参考１：制御棒の共晶溶融''']]、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.92.EF.BC.9A.E5.88.B6.E5.BE.A1.E6.A3.92.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E7.89.A9.E3.81.A8.E3.83.81.E3.83.A3.E3.83.B3.E3.83.8D.E3.83.AB.E3.83.9C.E3.83.83.E3.82.AF.E3.82.B9.EF.BC.88Zry.EF.BC.89.E3.81.AE.E5.85.B1.E6.99.B6.E6.BA.B6.E8.9E.8D\|'''参考２：制御棒溶融物とチャンネルボックス（Zry）の共晶溶融''']]、とを照らし合わせると、デブリ崩落について以下の特徴が推定される。		'''図１'''の解析結果と、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.91.EF.BC.9A.E5.88.B6.E5.BE.A1.E6.A3.92.E3.81.AE.E5.85.B1.E6.99.B6.E6.BA.B6.E8.9E.8D\|'''参考１：制御棒の共晶溶融''']]、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.92.EF.BC.9A.E5.88.B6.E5.BE.A1.E6.A3.92.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E7.89.A9.E3.81.A8.E3.83.81.E3.83.A3.E3.83.B3.E3.83.8D.E3.83.AB.E3.83.9C.E3.83.83.E3.82.AF.E3.82.B9.EF.BC.88Zry.EF.BC.89.E3.81.AE.E5.85.B1.E6.99.B6.E6.BA.B6.E8.9E.8D\|'''参考２：制御棒溶融物とチャンネルボックス（Zry）の共晶溶融''']]、とを照らし合わせると、デブリ崩落について以下の特徴が推定される。

	2号機では、制御棒等の金属部材の溶落が水蒸気枯渇条件で進行し、この時点では水位が回復していないため、その大部分は炉心支持板の直上あたりでいったん堆積、一部は下部プレナムまで溶落したと考えられる。燃料棒については、被覆管外周の酸化皮膜があまり成長しないうちに、スランピング開始し、したがって比較的低い温度で粒子状の燃料デブリが多く崩落し、おそらく金属デブリの上に堆積したと推定される。		2号機では、制御棒等の金属部材の溶落が水蒸気枯渇条件で進行し、この時点では水位が回復していないため、その大部分は炉心支持板の直上あたりでいったん堆積、一部は下部プレナムまで溶落したと考えられる。燃料棒については、被覆管外周の酸化皮膜があまり成長しないうちに、スランピング開始し、したがって比較的低い温度で粒子状の燃料デブリが多く崩落し、おそらく金属デブリの上に堆積したと推定される。
504行目:		504行目:

	===<big>1Fでのデブリ酸化度上昇の特徴</big>===		===<big>1Fでのデブリ酸化度上昇の特徴</big>===
	~~図２の解析結果と、~~[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]を照らし合わせると、デブリ酸化について以下の特徴が推定される。		'''図２'''の解析結果と、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]を照らし合わせると、デブリ酸化について以下の特徴が推定される。

	２号機では、粒子状のデブリが多く崩落したこと、および、崩落が約1時間かけて徐々に進んだことで、デブリ崩落途中での酸化度上昇が大きい。このことから、下部プレナムに堆積した燃料デブリは、比較的酸化度が高く、かつ隙間の多い粒子状を維持していたと推定される。一方で、制御棒などに由来する金属デブリは、あまり酸化せずに堆積したと推定される。		２号機では、粒子状のデブリが多く崩落したこと、および、崩落が約1時間かけて徐々に進んだことで、デブリ崩落途中での酸化度上昇が大きい。このことから、下部プレナムに堆積した燃料デブリは、比較的酸化度が高く、かつ隙間の多い粒子状を維持していたと推定される。一方で、制御棒などに由来する金属デブリは、あまり酸化せずに堆積したと推定される。

Kurata Masaki: /* デブリ酸化度の上昇 */

2024-05-09T02:45:32Z

デブリ酸化度の上昇

← 古い版		2024年5月9日 (木) 11:45時点における版
469行目:		469行目:
	３号機では、炉心ボイド化以前に、炉心上部でZr酸化が進んでいたため、その効果をMAAPで解析した結果を示している。燃料崩落開始時点でのZr酸化度は約25%に到達している。MAAPモデルの特性により炉心部での溶融プール形成中はZ酸化度が上昇せず、下部プレナムへの崩落途中で、GOTHIC解析では約50%まで、MAAP解析では約40%までZr酸化度が上昇している。塊状デブリが多く崩落したと推定されている３号機では、下部プレナム崩落中のZr酸化度の上昇は、粒子状デブリが多く崩落したと推定されている２号機より、相対的に小さい。		３号機では、炉心ボイド化以前に、炉心上部でZr酸化が進んでいたため、その効果をMAAPで解析した結果を示している。燃料崩落開始時点でのZr酸化度は約25%に到達している。MAAPモデルの特性により炉心部での溶融プール形成中はZ酸化度が上昇せず、下部プレナムへの崩落途中で、GOTHIC解析では約50%まで、MAAP解析では約40%までZr酸化度が上昇している。塊状デブリが多く崩落したと推定されている３号機では、下部プレナム崩落中のZr酸化度の上昇は、粒子状デブリが多く崩落したと推定されている２号機より、相対的に小さい。
	[[ファイル:Zr酸化度r.png\|左\|サムネイル\|700x700ピクセル\|'''<big>図２　RPV内事故進展中のZr酸化度の上昇傾向 [20]</big>''']]		[[ファイル:Zr酸化度r.png\|左\|サムネイル\|700x700ピクセル\|'''<big>図２　RPV内事故進展中のZr酸化度の上昇傾向 [20]</big>''']]

Kurata Masaki: /* 炉心エネルギーの上昇 */

2024-05-09T02:45:05Z

炉心エネルギーの上昇

← 古い版		2024年5月9日 (木) 11:45時点における版
418行目:		418行目:

	様々なSA解析コードで解析されている、2,3号機の炉心ボイド化以降の炉心温度の上昇を、炉心全体としての熱エネルギーの増加に換算した、JAEAの解析結果を'''図１'''に示す。炉心ボイド化時点での炉心エネルギーをオンセットとして評価している。2号機では、炉心温度があまり上昇しない（炉心エネルギーが蓄積しない）うちに、燃料の崩落（スランピング）が発生したという解析結果が得られた。3号機では、炉心温度がある程度上昇（炉心エネルギーが蓄積）してから、スランピングが発生したという解析結果が得られた。これは、３号機では、燃料デブリ崩落前に炉心上部が空焚き状態になっていたことに対応している。１号機では、急速な炉心ボイド化は発生せず、水蒸気潤沢条件を維持しつつ冷却水水位が徐々に低下したと考えられるため、3号機よりさらに大きな熱エネルギーを有してデブリ崩落した可能性が高い。		様々なSA解析コードで解析されている、2,3号機の炉心ボイド化以降の炉心温度の上昇を、炉心全体としての熱エネルギーの増加に換算した、JAEAの解析結果を'''図１'''に示す。炉心ボイド化時点での炉心エネルギーをオンセットとして評価している。2号機では、炉心温度があまり上昇しない（炉心エネルギーが蓄積しない）うちに、燃料の崩落（スランピング）が発生したという解析結果が得られた。3号機では、炉心温度がある程度上昇（炉心エネルギーが蓄積）してから、スランピングが発生したという解析結果が得られた。これは、３号機では、燃料デブリ崩落前に炉心上部が空焚き状態になっていたことに対応している。１号機では、急速な炉心ボイド化は発生せず、水蒸気潤沢条件を維持しつつ冷却水水位が徐々に低下したと考えられるため、3号機よりさらに大きな熱エネルギーを有してデブリ崩落した可能性が高い。
	[[ファイル:炉心エネルギー.png\|左\|サムネイル\|700x700ピクセル\|'''<big>図１　1F2,3号機の炉心ボイド化以降の炉心エネルギーの変化</big>''']]		[[ファイル:炉心エネルギー.png\|左\|サムネイル\|700x700ピクセル\|'''<big>図１　1F2,3号機の炉心ボイド化以降の炉心エネルギーの変化 [10]</big>''']]

Kurata Masaki: /* 1Fでのデブリ崩落と堆積の特徴 */

2024-05-09T02:44:08Z

1Fでのデブリ崩落と堆積の特徴

← 古い版		2024年5月9日 (木) 11:44時点における版
465行目:		465行目:
	１号機では、冷却水水位が少しずつ低下するSBO（Station Black Out）の典型的なシナリオに基づいて、MAAPコードを用いて、Zr酸化度を評価した。水蒸気/Zr反応によるZr酸化度は約20%に到達し、さらに、燃料崩落過程で数%上昇したという結果が得られている。MAAPコードの特性として、溶融プールを形成し、Zr表面積が減少するとほとんどZr酸化が進まなくなるため、崩落過程や再溶融過程でのZr酸化度は比較的低い値でとどまっている。実際には、下部プレナムに崩落したデブリの再溶融過程での酸化度上昇や、酸化したCRGTなどの構造材との反応により、Zr酸化度はさらに上昇したと考えられる。		１号機では、冷却水水位が少しずつ低下するSBO（Station Black Out）の典型的なシナリオに基づいて、MAAPコードを用いて、Zr酸化度を評価した。水蒸気/Zr反応によるZr酸化度は約20%に到達し、さらに、燃料崩落過程で数%上昇したという結果が得られている。MAAPコードの特性として、溶融プールを形成し、Zr表面積が減少するとほとんどZr酸化が進まなくなるため、崩落過程や再溶融過程でのZr酸化度は比較的低い値でとどまっている。実際には、下部プレナムに崩落したデブリの再溶融過程での酸化度上昇や、酸化したCRGTなどの構造材との反応により、Zr酸化度はさらに上昇したと考えられる。

	２号機では、GOTHIC解析により、燃料崩落開始までに約15%が酸化し（[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]での被覆管外周部の酸化に相当）、燃料崩落過程では、事故進展で見られる第２圧力ピーク終了時点までに約50%の酸化度に到達したという結果が得られている。これは、２号機では、崩落時の温度が低く粒子状デブリが多かったため、崩落途中に酸化度が上昇しやすかったためである。それ以降は、下部プレナムに残留した冷却水でいったん冷却され、冷却水ドライアウトまでは、Zr酸化度はほとんど上昇しない傾向が示された。MAAP解析では、これより低いZr酸化度が得られている。２号機についても、下部プレナムでのデブリドライアウト過程や酸化した構造材との相互作用により、実際のZr酸化度はさらに上昇していたと考えられる。また、ドレナージ型で崩落した可能性が高い２号機では、Zr酸化度上昇傾向の上では、下部プレナムへの崩落タイミングが、明確に見えていない。（[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.99.EF.BC.9ABWR.E3.83.89.E3.83.AC.E3.83.8A.E3.83.BC.E3.82.B8.E5.9E.8B.E3.82.B7.E3.83.8A.E3.83.AA.E3.82.AA\|'''参考９：BWRドレナージ型シナリオ''']]）~~[[ファイル:Zr酸化度r.png\|左\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　1F1,2,3号機での、水素発生解析値から逆算したZr酸化度</big>''']]~~		２号機では、GOTHIC解析により、燃料崩落開始までに約15%が酸化し（[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]での被覆管外周部の酸化に相当）、燃料崩落過程では、事故進展で見られる第２圧力ピーク終了時点までに約50%の酸化度に到達したという結果が得られている。これは、２号機では、崩落時の温度が低く粒子状デブリが多かったため、崩落途中に酸化度が上昇しやすかったためである。それ以降は、下部プレナムに残留した冷却水でいったん冷却され、冷却水ドライアウトまでは、Zr酸化度はほとんど上昇しない傾向が示された。MAAP解析では、これより低いZr酸化度が得られている。２号機についても、下部プレナムでのデブリドライアウト過程や酸化した構造材との相互作用により、実際のZr酸化度はさらに上昇していたと考えられる。また、ドレナージ型で崩落した可能性が高い２号機では、Zr酸化度上昇傾向の上では、下部プレナムへの崩落タイミングが、明確に見えていない。（[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.99.EF.BC.9ABWR.E3.83.89.E3.83.AC.E3.83.8A.E3.83.BC.E3.82.B8.E5.9E.8B.E3.82.B7.E3.83.8A.E3.83.AA.E3.82.AA\|'''参考９：BWRドレナージ型シナリオ''']]）

	３号機では、炉心ボイド化以前に、炉心上部でZr酸化が進んでいたため、その効果をMAAPで解析した結果を示している。燃料崩落開始時点でのZr酸化度は約25%に到達している。MAAPモデルの特性により炉心部での溶融プール形成中はZ酸化度が上昇せず、下部プレナムへの崩落途中で、GOTHIC解析では約50%まで、MAAP解析では約40%までZr酸化度が上昇している。塊状デブリが多く崩落したと推定されている３号機では、下部プレナム崩落中のZr酸化度の上昇は、粒子状デブリが多く崩落したと推定されている２号機より、相対的に小さい。		３号機では、炉心ボイド化以前に、炉心上部でZr酸化が進んでいたため、その効果をMAAPで解析した結果を示している。燃料崩落開始時点でのZr酸化度は約25%に到達している。MAAPモデルの特性により炉心部での溶融プール形成中はZ酸化度が上昇せず、下部プレナムへの崩落途中で、GOTHIC解析では約50%まで、MAAP解析では約40%までZr酸化度が上昇している。塊状デブリが多く崩落したと推定されている３号機では、下部プレナム崩落中のZr酸化度の上昇は、粒子状デブリが多く崩落したと推定されている２号機より、相対的に小さい。
			[[ファイル:Zr酸化度r.png\|左\|サムネイル\|700x700ピクセル\|'''<big>図２　RPV内事故進展中のZr酸化度の上昇傾向 [20]</big>''']]

Kurata Masaki: /* デブリ酸化度の上昇 */

2024-05-09T02:42:17Z

デブリ酸化度の上昇

← 古い版		2024年5月9日 (木) 11:42時点における版
461行目:		461行目:

	===<big>デブリ酸化度の上昇</big>===		===<big>デブリ酸化度の上昇</big>===
	熱水力解析（GOTHICコード利用）で、RPV内の圧力変動から水蒸気発生量を評価し、崩壊熱とZr酸化熱の寄与分を考慮することで、水素発生量を逆算することができる。さらに、水素発生量から、Zrの酸化割合を逆推定できる。２,~~３号機の炉心ボイド化以降の、Zr酸化度を逆算した結果を示す（~~'''図２'''~~）。ここでは、炉心ボイド化時点でのZr酸化度の値をオンセットとし、そこからのZr酸化度の上昇を評価した。~~		熱水力解析（GOTHICコード利用）で、S/CとD/W内の圧力変動と、凝縮性ガス（主に水蒸気）、非凝縮性ガス（主に水素）のふるまい解析から、RPV内での事故進展中に発生した水素量を逆算できる[20]。さらに、水素発生量から、Zrの酸化割合を逆推定できる。また、SA解析コード（MAAPなど利用）では、初期フェーズでのZry/水蒸気反応モデルからZrの酸化割合を評価できる。これらによって解析した、１,２,３号機でのZr酸化度の変化を示す（'''図２'''）。

	~~２号機では、燃料崩落開始までに約15~~%が酸化し（[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]での被覆管外周部の酸化に相当）、事故進展で見られる第２圧力ピーク終了時点で約55%の酸化度に到達している。それ以降は、下部プレナムに残留した冷却水でいったん冷却され、冷却水ドライアウトまでは、酸化度はほとんど上昇しない傾向が示された。[[ファイル:Zr酸化度r.png\|左\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　1F1,2,3号機での、水素発生解析値から逆算したZr酸化度</big>''']]		１号機では、冷却水水位が少しずつ低下するSBO（Station Black Out）の典型的なシナリオに基づいて、MAAPコードを用いて、Zr酸化度を評価した。水蒸気/Zr反応によるZr酸化度は約20%に到達し、さらに、燃料崩落過程で数%上昇したという結果が得られている。MAAPコードの特性として、溶融プールを形成し、Zr表面積が減少するとほとんどZr酸化が進まなくなるため、崩落過程や再溶融過程でのZr酸化度は比較的低い値でとどまっている。実際には、下部プレナムに崩落したデブリの再溶融過程での酸化度上昇や、酸化したCRGTなどの構造材との反応により、Zr酸化度はさらに上昇したと考えられる。

	~~３号機では、炉心ボイド化以降で最大圧力ピークまでのZr酸化度を約10~~%と評価したが（図２）、３号機では、炉心ボイド化以前に、炉心上部でZr酸化が進んでいた効果を加味する必要がある。これを考慮すると、最大の圧力ピークの直前でのZr酸化度は約24%と評価される。すなわち、デブリ崩落開始前の酸化度は、3号機のほうがやや大きい。下部プレナム堆積時点での酸化度は、ほぼ同程度と評価されている。		２号機では、GOTHIC解析により、燃料崩落開始までに約15%が酸化し（[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]での被覆管外周部の酸化に相当）、燃料崩落過程では、事故進展で見られる第２圧力ピーク終了時点までに約50%の酸化度に到達したという結果が得られている。これは、２号機では、崩落時の温度が低く粒子状デブリが多かったため、崩落途中に酸化度が上昇しやすかったためである。それ以降は、下部プレナムに残留した冷却水でいったん冷却され、冷却水ドライアウトまでは、Zr酸化度はほとんど上昇しない傾向が示された。MAAP解析では、これより低いZr酸化度が得られている。２号機についても、下部プレナムでのデブリドライアウト過程や酸化した構造材との相互作用により、実際のZr酸化度はさらに上昇していたと考えられる。また、ドレナージ型で崩落した可能性が高い２号機では、Zr酸化度上昇傾向の上では、下部プレナムへの崩落タイミングが、明確に見えていない。（[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.99.EF.BC.9ABWR.E3.83.89.E3.83.AC.E3.83.8A.E3.83.BC.E3.82.B8.E5.9E.8B.E3.82.B7.E3.83.8A.E3.83.AA.E3.82.AA\|'''参考９：BWRドレナージ型シナリオ''']]）[[ファイル:Zr酸化度r.png\|左\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　1F1,2,3号機での、水素発生解析値から逆算したZr酸化度</big>''']]

			３号機では、炉心ボイド化以前に、炉心上部でZr酸化が進んでいたため、その効果をMAAPで解析した結果を示している。燃料崩落開始時点でのZr酸化度は約25%に到達している。MAAPモデルの特性により炉心部での溶融プール形成中はZ酸化度が上昇せず、下部プレナムへの崩落途中で、GOTHIC解析では約50%まで、MAAP解析では約40%までZr酸化度が上昇している。塊状デブリが多く崩落したと推定されている３号機では、下部プレナム崩落中のZr酸化度の上昇は、粒子状デブリが多く崩落したと推定されている２号機より、相対的に小さい。

	~~１号機では、崩落時の燃料デブリがより塊状になりやすく、３号機よりも少し低い酸化度であったと推定されている。~~

Kurata Masaki: /* 参考８：デブリ崩落時の炉心エネルギーとデブリ酸化度の上昇 */

2024-05-09T02:07:52Z

参考８：デブリ崩落時の炉心エネルギーとデブリ酸化度の上昇

← 古い版		2024年5月9日 (木) 11:07時点における版
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	=='''<big>参考８：デブリ崩落時の炉心エネルギーとデブリ酸化度の上昇</big>'''==		=='''<big>参考８：デブリ崩落時の炉心エネルギーとデブリ酸化度の上昇</big>'''==
	~~最新の文献[20]に基づき、記述修正予定。~~

	===<big>デブリ崩落時の炉心エネルギーとデブリ酸化度の上昇の概要</big>===		===<big>デブリ崩落時の炉心エネルギーとデブリ酸化度の上昇の概要</big>===
	トランジエントフェーズにおいて、燃料デブリは、粒子状あるいは塊状で崩落する。[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]の項で示したように、燃料/被覆管界面でのU-Zr-Oメルトの成長と外周部での酸化皮膜の厚さにより、デブリが崩落開始する温度と、崩落するデブリの形状が変化する。U-Zr-Oメルトと外周の酸化皮膜がそれぞれ成長すると、デブリが崩落する温度が高くなる。炉心の持っている熱エネルギー（炉心エネルギー）に置き換えると、炉心エネルギーが大きい状態で燃料デブリが崩落することに対応する。逆に、U-Zr-Oメルトと外周酸化皮膜があまり成長しない場合には、比較的低い温度で燃料デブリが崩落する。すなわち、崩落時の炉心エネルギーは小さくなる。一方で、燃料デブリは、崩落開始前には、平均的には亜酸化状態である。したがって、崩落途中で、水蒸気と反応して酸化度が上昇する。酸化進展の傾向は、デブリの形状に影響を受ける。一般に、粒子状のデブリは酸化が進みやすく、塊状のデブリは酸化が進みにくい。		トランジエントフェーズにおいて、燃料デブリは、粒子状あるいは塊状で崩落する。[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]の項で示したように、燃料/被覆管界面でのU-Zr-Oメルトの成長と外周部での酸化皮膜の厚さにより、デブリが崩落開始する温度と、崩落するデブリの形状が変化する。U-Zr-Oメルトと外周の酸化皮膜がそれぞれ成長すると、デブリが崩落する温度が高くなる。炉心の持っている熱エネルギー（炉心エネルギー）に置き換えると、炉心エネルギーが大きい状態で燃料デブリが崩落することに対応する。逆に、U-Zr-Oメルトと外周酸化皮膜があまり成長しない場合には、比較的低い温度で燃料デブリが崩落する。すなわち、崩落時の炉心エネルギーは小さくなる。一方で、燃料デブリは、崩落開始前には、平均的には亜酸化状態である。したがって、崩落途中で、水蒸気と反応して酸化度が上昇する。酸化進展の傾向は、デブリの形状に影響を受ける。一般に、粒子状のデブリは酸化が進みやすく、塊状のデブリは酸化が進みにくい。
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	.		.
	~~[[ファイル:Zr酸化度r.png\|左\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　1F1,2,3号機での、水素発生解析値から逆算したZr酸化度</big>''']]~~

	===<big>1Fでのデブリ崩落と堆積の特徴</big>===		===<big>1Fでのデブリ崩落と堆積の特徴</big>===
	図１の解析結果と、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.91.EF.BC.9A.E5.88.B6.E5.BE.A1.E6.A3.92.E3.81.AE.E5.85.B1.E6.99.B6.E6.BA.B6.E8.9E.8D\|'''参考１：制御棒の共晶溶融''']]、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.92.EF.BC.9A.E5.88.B6.E5.BE.A1.E6.A3.92.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E7.89.A9.E3.81.A8.E3.83.81.E3.83.A3.E3.83.B3.E3.83.8D.E3.83.AB.E3.83.9C.E3.83.83.E3.82.AF.E3.82.B9.EF.BC.88Zry.EF.BC.89.E3.81.AE.E5.85.B1.E6.99.B6.E6.BA.B6.E8.9E.8D\|'''参考２：制御棒溶融物とチャンネルボックス（Zry）の共晶溶融''']]、とを照らし合わせると、デブリ崩落について以下の特徴が推定される。		図１の解析結果と、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.91.EF.BC.9A.E5.88.B6.E5.BE.A1.E6.A3.92.E3.81.AE.E5.85.B1.E6.99.B6.E6.BA.B6.E8.9E.8D\|'''参考１：制御棒の共晶溶融''']]、[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.92.EF.BC.9A.E5.88.B6.E5.BE.A1.E6.A3.92.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E7.89.A9.E3.81.A8.E3.83.81.E3.83.A3.E3.83.B3.E3.83.8D.E3.83.AB.E3.83.9C.E3.83.83.E3.82.AF.E3.82.B9.EF.BC.88Zry.EF.BC.89.E3.81.AE.E5.85.B1.E6.99.B6.E6.BA.B6.E8.9E.8D\|'''参考２：制御棒溶融物とチャンネルボックス（Zry）の共晶溶融''']]、とを照らし合わせると、デブリ崩落について以下の特徴が推定される。
467行目:		463行目:
	熱水力解析（GOTHICコード利用）で、RPV内の圧力変動から水蒸気発生量を評価し、崩壊熱とZr酸化熱の寄与分を考慮することで、水素発生量を逆算することができる。さらに、水素発生量から、Zrの酸化割合を逆推定できる。２,３号機の炉心ボイド化以降の、Zr酸化度を逆算した結果を示す（'''図２'''）。ここでは、炉心ボイド化時点でのZr酸化度の値をオンセットとし、そこからのZr酸化度の上昇を評価した。		熱水力解析（GOTHICコード利用）で、RPV内の圧力変動から水蒸気発生量を評価し、崩壊熱とZr酸化熱の寄与分を考慮することで、水素発生量を逆算することができる。さらに、水素発生量から、Zrの酸化割合を逆推定できる。２,３号機の炉心ボイド化以降の、Zr酸化度を逆算した結果を示す（'''図２'''）。ここでは、炉心ボイド化時点でのZr酸化度の値をオンセットとし、そこからのZr酸化度の上昇を評価した。

	２号機では、燃料崩落開始までに約15%が酸化し（[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]での被覆管外周部の酸化に相当）、事故進展で見られる第２圧力ピーク終了時点で約55%の酸化度に到達している。それ以降は、下部プレナムに残留した冷却水でいったん冷却され、冷却水ドライアウトまでは、酸化度はほとんど上昇しない傾向が示された。		２号機では、燃料崩落開始までに約15%が酸化し（[[燃料デブリふるまいの要素現象#.E5.8F.82.E8.80.83.EF.BC.97.EF.BC.9A.E7.87.83.E6.96.99.E6.A3.92.E3.81.AE.E6.BA.B6.E8.9E.8D.E3.83.BB.E7.A0.B4.E6.90.8D.E3.83.A1.E3.82.AB.E3.83.8B.E3.82.BA.E3.83.A0\|'''参考７：燃料棒の溶融・破損メカニズム''']]での被覆管外周部の酸化に相当）、事故進展で見られる第２圧力ピーク終了時点で約55%の酸化度に到達している。それ以降は、下部プレナムに残留した冷却水でいったん冷却され、冷却水ドライアウトまでは、酸化度はほとんど上昇しない傾向が示された。[[ファイル:Zr酸化度r.png\|左\|サムネイル\|800x800ピクセル\|'''<big>図１　1F1,2,3号機での、水素発生解析値から逆算したZr酸化度</big>''']]

	３号機では、炉心ボイド化以降で最大圧力ピークまでのZr酸化度を約10%と評価したが（図２）、３号機では、炉心ボイド化以前に、炉心上部でZr酸化が進んでいた効果を加味する必要がある。これを考慮すると、最大の圧力ピークの直前でのZr酸化度は約24%と評価される。すなわち、デブリ崩落開始前の酸化度は、3号機のほうがやや大きい。下部プレナム堆積時点での酸化度は、ほぼ同程度と評価されている。		３号機では、炉心ボイド化以降で最大圧力ピークまでのZr酸化度を約10%と評価したが（図２）、３号機では、炉心ボイド化以前に、炉心上部でZr酸化が進んでいた効果を加味する必要がある。これを考慮すると、最大の圧力ピークの直前でのZr酸化度は約24%と評価される。すなわち、デブリ崩落開始前の酸化度は、3号機のほうがやや大きい。下部プレナム堆積時点での酸化度は、ほぼ同程度と評価されている。

	１号機では、崩落時の燃料デブリがより塊状になりやすく、３号機よりも少し低い酸化度であったと推定されている。		１号機では、崩落時の燃料デブリがより塊状になりやすく、３号機よりも少し低い酸化度であったと推定されている。
	~~[[ファイル:デブリ酸化度.png\|左\|サムネイル\|700x700ピクセル\|'''<big>図２　1F2,3号機での炉心ボイド化以降のデブリ酸化度の上昇</big>''']]~~