今後の内部調査に向けて、実デブリサンプルの採取に向けて（開発中）

　日米CNWG（Japan-US Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group）における、１F事故解析分野での情報交換（1F Forensics Expert Meeting）での米国側提案を踏まえて、東京電力HDは、１F１～３号機について、内部調査が望まれる部位と調査項目を整理している[1]。ここでは、それを参考にしつつ、１F事故進展解析に関する最近の進捗を考慮して、デブリ/FPふるまいに係る内部調査の部位と項目を整理した。

RPV内部の調査、実デブリサンプル採取に向けて（１～３号機共通）

・この項目では、１F１～３号機のRPV内部について、デブリ/FPふるまいに係る調査部位と調査項目を整理した。

・さらに、RPV内でのデブリふるまいの理解の深化に向けて、特に重要となる２課題について、内部調査とサンプル分析で拡充したい知見をとりまとめた。

RPV内部調査での、デブリ/FPふるまいに係る調査部位と調査項目

・１～３号機共通で、RPV内部調査・サンプリングの注目部位は、①RPV内の上部構造物、②シュラウド、③本来炉心があった部位（本来炉心支持板や支持金具があった部位を含む）、④下部プレナム（本来炉心支持板があった部位の下）、に大別できる（図１）。

・表１に、それぞれの部位について、調査方法・項目、現状での推定、調査の目的、についてまとめて示す。

図１　RPV内部の主な調査部位

表１　RPV内部の調査部位、調査方法、調査項目、調査目的、及び、現状推定

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RPV内でのデブリふるまいにおける、重要２課題

① デブリいったん堆積（炉心部）～デブリ溶融プールの形成・拡大（炉心部）～下部プレナムへのデブリ移行（溶融物or高粘性デブリ）

〇 １F１～３号機では、炉心支持板直上で、崩落した炉心物質がいったん堆積したと推定されている。しかし、炉心物質の崩落に至る過程が１～３号機で異なっている（以下の参考資料①参照）。

• １号機では、RPV内高圧条件で、冷却水水位が徐々に低下したと推定されている。従って、炉心物質は、水蒸気潤沢雰囲気にさらされていたと推定されている。
• ２号機では、SRV弁開操作により冷却水の減圧沸騰が発生し、以降、制御棒溶落～燃料棒崩落の初期までは、RPV内が低圧の水蒸気枯渇条件で維持されたと推定されている。また、それ以降でも、炉心の上部では、燃料崩落まで水素濃度の高い条件が継続したと推定されている。
• ３号機では、炉心の上部で冷却水の水位が徐々に低下して炉心が露出し、一部燃料溶融が開始された段階で、ARD作動により冷却水の減圧沸騰が発生し、以降、炉心下部での制御棒溶落～燃料棒崩落の初期段階は、低圧の水蒸気枯渇条件で進展したと推定されている。

〇 燃料被覆管の酸化が進みやすい条件では、燃料棒の形状が比較的高温まで維持されやすく、このために燃料ペレットと燃料被覆管の界面で形成されるU-Zr-Oメルトが維持・拡大しやすい。U-Zr-Oメルトが成長すると、崩落時のデブリが塊状になりやすい。塊状のデブリでは、崩落時にその内部の酸化が進みにくいと推定される。燃料被覆管の酸化が進みにくい条件では、比較的低い温度でU-Zr-Oメルトが噴出し、燃料棒の形状が変化する可能性が高い。この場合には、デブリは粒子状になりやすい。粒子状のデブリでは、崩落時にその酸化が進みやすいと推定される。

• １号機では、水蒸気潤沢条件で燃料被覆管の表面酸化が進んだため、最も高温まで燃料棒の形状が維持され、燃料棒内部でのU-Zr-Oメルト成長が最も進んだと推定されている。このため、崩落直前までのデブリ酸化は進みやすいが、崩落・堆積以降のデブリ酸化は進みにくかった可能性が推定されている。
• ２号機では、水蒸気枯渇条件で、初期の燃料被覆管酸化が進んだため、比較的低い温度条件で、燃料棒の崩落が進んだと推定されている。このため、崩落直前までのデブリ酸化度は比較的低いが、崩落・堆積途中で酸化が進んだ可能性が考えられる。
• ３号機では、炉心上部の破損は１号機と同様に進んだと考えられるが、途中から、水蒸気枯渇条件が発生したと推定されている。このため、２号機よりは、塊状のデブリが多く形成され、崩落・堆積時点でのデブリ酸化度が低かった可能性がある。

〇 炉心支持板の直上付近でいったん堆積したデブリは、内部への水蒸気流入が阻害されるため、崩壊熱を除熱しきれず、次第に温度上昇する。ここで、崩落・堆積物の形状の違いと、デブリの酸化度の違いが、デブリ再溶融進展と下部プレナムへの崩落にどの程度影響を及ぼすのか、が重要２課題の一つ目となる。熱水力的には、デブリの堆積状態（水蒸気透過度）の違いによる、堆積物中での溶融プールの形成と拡大が重要となる。一方、材料科学的には、デブリの酸化度が低い場合には、亜酸化のU-Zr-O系メルトが形成され、周囲の二酸化物を溶融しつつ次第に拡大すると推定される。デブリ溶融プールの主成分が、二酸化物メルトなのか、亜酸化のU-Zr-Oメルトなのかは、溶融プールの形成・拡大温度や、メルト凝固物の特性に大きく影響する。

〇 炉心部でいったん堆積した燃料デブリは、下部プレナムに崩落・移行したと考えられるが、その移行メカニズムとして、大きく２つがありうると考えられている。

• TMI-2型シナリオ：　炉心部で、溶融デブリプールが成長・拡大し、その周囲を断熱性のクラスト層が覆う。ある段階で、クラスト層が溶融デブリプールを支えきれなくなり、溶融デブリは短時間で下部プレナムに移行する。下部プレナムに冷却水が残留している場合、燃料/冷却水反応を起こしつつ、燃料デブリはいったん冷却・固化される。クラスト層の破損は、TMI-2事故では、側面で発生しており、溶融デブリはシュラウドを破損して下部プレナムに移行した。
• BWRドレナージ型シナリオ：　デブリの堆積状態が比較的稠密でない場合には、溶融デブリプールが成長しにくく、局所的に形成された溶融デブリと堆積した固体デブリが混合しつつ崩落するシナリオが考えられる。このシナリオは、制御棒ブレードが非均質に装荷されており、また、炉心に装荷されたZr量が多くデブリ酸化度が上がりにくい、BWRで起きやすいと考えられている。

〇 以上まとめると、TMI-2事故で発生した、炉心部でのデブリ溶融プールの形成と拡大、さらに、短時間での溶融デブリの下部プレナムへの、シュラウド破損を経由しての移行が、どの程度普遍的に起こりうるのかを調査することが重要である。

② 下部プレナムでのデブリ再溶融～RPV破損・デブリのペデスタル内移行開始

ここから、、、、

〇 1F１～３号機では、デブリ平均としては、100%に至らないデブリ酸化度を維持した燃料デブリや金属デブリが、いったん下部プレナムに堆積し、その後、崩壊熱で再溶融し、RPV破損に至ったと推定されている（以下の参考資料②参照）。

• 崩落したデブリが、下部プレナム、炉心支持板周辺で、いったん堆積した状態の痕跡調査

• デブリ溶融過程（金属デブリと酸化物デブリの相互作用、鋼材の溶融）

• デブリ溶融状態（(亜)酸化度、金属/酸化物メルトの成層化程度、温度、粘性、RPV内壁との間のクラスト層の状態）

• デブリとRPVとの伝熱、デブリによるRPV局所破損の有無

• RPV破損孔の位置、サイズ

• ペデスタル内への崩落時の、デブリ温度、酸化度、粘性

デブリサンプリングへの期待

• 多様なサンプルの採取（g規模で、外観や堆積状態の異なるデブリをできるだけ多種類採取）

• ボーリング調査：深さ方向調査（堆積物の深さ方向分布、特に、異なる堆積物の界面サンプル） # ボーリング困難な場合でも、深さ方向のサンプリングが採取されるのが望ましい、

参考：重要課題①（ 炉心部でのデブリいったん堆積～下部プレナムへのデブリ移行）について

１号機（炉心部でのデブリ崩落～下部プレナムへのデブリ移行シナリオ）

• いったん堆積したデブリの堆積

図１　１号機でのRPV内デブリふるまいシナリオ

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参考文献

[1] https://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensuitaisakuteam/2022/08/4-1.pdf