事故シナリオの特徴と燃料デブリのふるまいの推定
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
最新の事故進展の推定結果の詳細は、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、「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。
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。
１号機
| イベント番号 | 発生した時間帯 | 事故時の事象 | 推定される燃料デブリのふるまい | |
|---|---|---|---|---|
| RPV内フェーズ | ① | 3/11 15:37 | 全電源喪失、冷却水水位の低下 | |
| ② | 3/11 18:00頃 | 冷却水水位がTAFまで低下（解析による推定） | 炉心上部で燃料が露出開始 | |
| ③ | 3/11 19:00頃 | 炉心上部で燃料溶融開始（解析による推定） | 炉心上部で燃料溶融開始
制御棒が溶落し炉心下部で閉塞（#主にチャンネルボックスの外側と推定。閉塞位置の高さは不明） | |
| ④ | 3/12 4:00頃まで | 冷却水が全く注入されなかった時間帯
炉心部での冷却水水位が次第に低下（解析による推定） |
水蒸気/Zr反応により、炉心温度が急上昇（#局所的には、UO2の融点を超えたと推定）
燃料崩落開始 | |
| ⑤ | 3/11 23:00-3/12 1:00頃 | RPV内が高圧を維持し、SRV弁からの水蒸気漏洩が継続
水位がBAF以下まで低下（解析による推定） |
炉心上部で溶融・崩落した燃料デブリはが、炉心下部でいったん堆積（#堆積位置は、BAF直上あたりと推定）
崩落・堆積によるZr表面積の減少により、燃料デブリ温度はいったん低下 いったん堆積した後に、崩壊熱で再昇温・再溶融、燃料デブリの溶融プール形成 溶融プールが主に径方向に連結・拡大、周囲をクラスト層で覆われ、水蒸気から遮断（#TMI-2事故シナリオからの推定） 溶融プールの形成位置は、BAF直上から1mくらいと推定（#TMI-2事故では炉心部約1/3の高さ） 溶融プール中では、溶融デブリの酸化度が上昇しにくい可能性（#亜酸化U-Zr-Oメルトの形成） | |
| ⑥ | 3/12 2:00-3:00頃 | 溶融した燃料デブリが、短時間で下部プレナムに崩落
（解析による推定） |
溶融デブリの移行経路は不明
-可能性１：RPV内側面のシュラウドを破損した移行パス -可能性２：溶融プールの下部クラストを破損した移行パス、等 下部プレナムに崩落した燃料デブリはいったん凝固した可能性（#堆積物内部では、溶融状態が維持された可能性 崩落時の燃料デブリは亜酸化状態（U-Zr-Oメルト）を維持していた可能性 | |
| ⑦ | 3/12 4:00-5:00頃 | 下部プレナムでのデブリドライアウト
デブリ溶融開始 （解析による推定） |
下部プレナムでのデブリ再溶融時に、金属デブリの先行溶融（約1000-1200℃以上）が発生した可能性
溶融した金属デブリにより、CRDが溶融し、CRGTや炉心支持板が倒壊・溶融した可能性 さらに、炉心下部に残留していた燃料デブリ、切り株燃料集合体、等が下部プレナムに崩落した可能性 燃料デブリ中のU-Zr-O成分の再溶融（約1500℃で溶融開始、約1900℃以上で溶融範囲が拡大、と推定） 溶融金属デブリと溶融燃料デブリの化学的な相互作用（混合状態の形成）が発生した可能性 下部プレナムでの溶融デブリプール形成の可能性 | |
| RPV外フェーズ | ⑧ | 3/12 6:00-6:25 | PCV D/Wの圧力上昇 | |
| ⑨ | 3/12 6:30以降 | 原子炉水位計の水位低下（#おそらく水位計内の配管） | 再溶融した金属デブリ/燃料デブリがRPV破損し、短時間でペデスタル内に移行したと推定
崩落時の燃料デブリの、平均温度は約2150℃、最高温度は約2550℃と推定（#事故解析コードによる評価値[5]） | |
| ⑩ | 3/12 4:00-14:30頃 | 間欠的な海水注入 | ペデスタル内が水素/水蒸気雰囲気を維持 | |
| ⑪ | 3/12 14:30頃まで | PCV内が高圧を維持
燃料デブリがペデスタル内に堆積 デブリのペデスタル崩落後に残留していた液相水約30トン （解析による推定） |
ペデスタル内残留水や注水された海水が蒸発し、高温水蒸気発生
燃料デブリからの輻射でペデスタル側面の内壁が加熱・昇温され、コンクリートが溶融開始した可能性 ペデスタル底部では、燃料デブリとコンクリートとの相互作用が発生したと推定（#相互作用の詳細メカニズムは不明） -可能性１：水蒸気流によるペデスタル開口部からD/Wへの除熱 -可能性２：ペデスタル側面や底部のコンクリート溶融による溶融潜熱 -可能性３：一部溶融したコンクリートベースマットへの熱伝導、滞（#事故解析コードによる評価[6]） | |
| ⑫ | 3/12 10:17 | 圧力調整室側のAO弁操作、PCVのベント | ベントにより、残留水が減圧沸騰し、デブリはドライな状態になったと推定
デブリ内部で溶融、滞留 周囲のコンクリートの溶融範囲が拡大した可能性 | |
| ⑬ | 3/12 14:30 | PCV内圧低下を確認 | ||
| ⑭ | 3/12 15:27 | ベント弁の閉止 | ||
| ⑮ | 3/12 15:36 | 水素爆発 | 崩落した燃料デブリと水蒸気やコンクリートとの相作用により、水素発生が継続していた可能性
ペデスタルに崩落した燃料デブリ全体としては亜酸化状態を維持していた可能性 | |
| ⑯ | 3/13 0:00以降 | 連続的な海水注入 | ||
| ⑰ | 3/22 18:00以降 | 注水量の増加 | 約10日間にわたり、ペデスタル内に十分な冷却水が注入されず、高温の燃料デブリが露出し、
ペデスタル内に高温水蒸気が充満していた可能性（STAR-CCM+コードでの解析では、水蒸気温度約400℃と評価） デブリからの輻射によりコンクリート内壁が加熱されていた可能性（同解析では、ペデスタル内壁温度約800℃と評価） | |
| ⑱ | 3/22 18:00以降 | PCV/RPV内圧の上昇、ペデスタル内に水位形成の可能性 | 水蒸気発生量の増加、水素発生継続の可能性、デブリの温度低下 | |
| ⑲ | 3/29 0:00頃以降 | PCV/RPV内圧の低下 | ペデスタルデブリが再冠水したと推定 |
# ⑤-⑦の事故イベントは、事故解析コードによる評価結果、TMI-2事故シナリオ、Fe-U-Zr-O四元系状態図からの推定に基づいており、不確かさが大きい
# ⑦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。
# ⑨について、ペデスタル内に崩落した直後のデブリは大きな崩壊熱を有しており、これを除熱するためのメカニズムが不明である。有力な仮説として、ペデスタル開口部を通じた高温ガスのD/Wの流出と、コンクリートの溶融潜熱による寄与が考えられる。デブリのペデスタル崩落直後から数時間から1~2日のうちに、大きな崩壊熱の除熱をともなって、燃料デブリとコンクリートや鋼材が相互作用し、ペデスタル内部からD/W底部にかけて、状態の変化が起きた可能性が考えられる。
# ⑪について、コンクリートの溶融開始温度（solidus）は約1000-1200℃、鉄筋の溶融温度は約1500℃であることから、コンクリートはこの温度範囲に昇温されていた可能性がある。他方、鉄筋表面の凸凹構造が残留していることから、鉄筋が1000℃以上に加熱されていた時間は、高々1-2日と推定されている。また、この時点での燃料デブリが亜酸化状態を維持していた場合には、ペデスタル内に配置されていた様々な鋼材の溶融物と燃料デブリが溶融・混合した可能性が考えられる。デブリが崩落した際には、D/Wに凝縮水が残留しており、その物量は、ペデスタル底部にあったサンプピット等のサイズから約44トンと推定している。デブリ崩落により、残留水はペデスタル内からD/Wに排出されるが、崩落直後には30トン程度の水がペデスタル内にあったと推定している。
# ⑫について、デブリとコンクリートの界面の状態について不確かさが大きい。コンクリート骨材の主成分であるSiO2と、燃料デブリの主成分であるUO2,ZrO2は約2000℃以下では、化学的に混合しにくい特性を有している。
# 1号機のペデスタル内部調査により、本来のペデスタル床面から約1-1.2m高さまで、側面コンクリートが大きく破損し、鉄筋やインナースカートが露出していた様子、及び、ペデスタル床面が大きく損傷し、溶融凝固したとみられる堆積物や崩落したCRDハウジングが残留している様子、等が確認されている。従来想定されていた典型事故シナリオでのMCCI（Molten Core Concrete Interaction）とは大きく異なる状態であり、様々な検討が行われている。
冷却水喪失以降、水素爆発までの1号機事故シナリオ
水素爆発以降の1号機事故シナリオ
２号機
| イベント番号 | 発生した時間帯 | 事故時の事象 | 推定される燃料デブリのふるまい | |
|---|---|---|---|---|
| RPV内フェーズ | ① | 3/14 18:00頃 | SRV弁開操作
短時間で、冷却水の水位がBAF下まで低下 （解析による推定） |
冷却水の減圧沸騰により、燃料温度はいったん300℃程度まで低下 |
| ② | 3/14 18:30 ~ 20:30頃 | 冷却水が注入されない条件で、燃料温度上昇 | 水蒸気枯渇条件（水素リッチ雰囲気）が発生したと推定
制御棒が溶落し炉心下部で閉塞（#BAF直上と推定） 炉心部で燃料温度上昇し、局所で溶融デブリプールを形成 | |
| ③ | 3/14 20:30 ~ 3/15 1:10 | ３個の圧力ピークを検出 | 何らかのメカニズムで、熱源（燃料デブリ）が冷却水と接触し、水素/水蒸気発生
下部プレナムには冷却水残留と推定 | |
| ④ | 3/14 20:30頃 | 第１圧力ピーク（圧力上昇が限定的） | 冷却水水位の上昇と燃料デブリとの接触 or 溶融金属デブリの崩落など、限定的なイベント | |
| ⑤ | 3/14 22:40頃 | 第２圧力ピーク（圧力が連続的に上昇） | 燃料デブリの連続的な崩落、下部プレナムにデブリ移行 | |
| ⑥ | 3/15 0:00頃 | 第３圧力ピーク（圧力が連続的に上昇） | 下部プレナムに崩落した燃料デブリによる残留冷却水の蒸発
下部プレナム移行デブリの凝固・堆積 | |
| ⑦ | 3/13 2:20頃 | RPV圧力微増、RPV圧力とD/W圧力がほぼ一致
RPVからPCVへのリークパス形成と推定 |
炉心部でのデブリ崩落がいったん終了 | |
| ⑧ | 3/15 4:10頃 | 下部プレナムでのデブリドライアウト
（解析による推定） |
冷却水ドライアウト後に、燃料デブリの再昇温・再溶融 | |
| ⑨ | 3/15 9:00以降 | デブリ溶融開始（解析による推定）
溶融デブリ上に注水された可能性 |
下部プレナムでのデブリ再溶融時に、金属デブリの先行溶融（約1000-1200℃以上）が発生した可能性
溶融した金属デブリにより、CRDが溶融し、CRGTや炉心支持板が倒壊・溶融した可能性 さらに、炉心下部に残留していた燃料デブリ、切り株燃料集合体、等が下部プレナムに崩落した可能性 燃料デブリ中のU-Zr-O成分の再溶融（約1500℃で溶融開始、約1900℃以上で溶融範囲が拡大、と推定） 溶融金属デブリと溶融燃料デブリの化学的な相互作用（混合状態の形成）が発生した可能性 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（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 | |
| RFPV外フェーズ | ⑩ | 3/15 13:00以降 | RPVバウンダリ大規模破損、デブリのペデスタル流出 | RPV下部側面の大規模破損、金属溶融デブリのペデスタル内部への大規模溶落
グレーチング破損、デブリの一部がグレーチングに固着 金属溶融デブリがペデスタル底部へ移行・堆積 ペデスタルに液相水はほとんどなかった可能性（解析による推定） |
| ⑪ | 3/15 13:00以降 | RPV底部破損、CRD溶接部破損 | 金属溶融デブリのCRD流入
金属溶融デブリのCRD外周への付着・崩落 | |
| ⑫ | 3/15 13:00以降 | RPV内デブリ（in-vessel debris）の再冠水
（解析による推定） |
酸化度が高く（高融点）、粒子状で隙間が多い燃料デブリの本体は、大規模に再溶融することなく、RPV下部に残留と推定
2号機では、1,3号機に比べ残留崩壊熱が小さく、除熱されやすかった可能性 | |
| ⑬ | 3/15 15:00以降 | ペデスタル崩落デブリ（ex-vessel debris）の再冠水
（解析による推定） |
金属デブリが主体と推定されるex-vessel debrisは、ペデスタル崩落後に再溶融することなく再冠水
再冠水時の水素/水蒸気発生は限定的 |
# ⑦-⑨の事故イベントは、事故解析コードによる評価結果、TMI-2事故シナリオ、および、Fe-U-Zr-O四元系状態図からの推定に基づいており、不確かさが大きい。
# ⑨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。2号機では、デブリ崩落時に粒子状デブリが多く崩落した可能性があり、1,3号機に比べて、崩落時に燃料デブリの酸化度が高くなりやすかった可能性が考えられる。このため、U-Zr-Oメルトの発生量が少なかった可能性がある。
# ⑩-⑫について、最新の解析では、これらのイベントは3/15 13:00以降に発生したと評価されているので、ここでは解析結果を参考に記述した。まだ、debrisWikiの事故進展の推定図には反映されていない。
３号機
| イベント番号 | 発生した時間帯 | 事故時の事象 | 推定される燃料デブリのふるまい | |
|---|---|---|---|---|
| RPV内フェーズ | ① | 3/13 5:30以降 | 炉心上部の露出、炉心損傷開始（解析による推定） | 炉心上部でZr酸化開始 |
| ② | 3/13 8:00頃 | 炉心上部で温度上昇（解析による推定） | 炉心上部で燃料溶融開始 | |
| ③ | 3/13 9:00頃 | ADS作動、炉心全体の急速な露出
溶融開始していた炉心上部へ急な水蒸気供給 （解析による推定） |
炉心物質の酸化進展（#酸化度上昇は限定的と推定）
一方、炉心部で水蒸気枯渇条件のが発生した可能性 | |
| ④ | 3/13 9:30以降 | 冷却水注入開始、水位は回復せず | 水蒸気枯渇条件が継続した可能性
塊状のデブリ内で燃料溶融が進展、亜酸化状態のU-Zr-Oメルトが成長したと推定 | |
| ⑤ | 3/13 11:00以降 | 複数の圧力ピーク発生
3/13 12:00頃に最大の圧力ピーク発生 |
塊状デブリが下部プレナムに崩落し、水素/水蒸気発生
最大の圧力ピークは、最も大規模な燃料デブリの崩落に対応していると推定 崩落中の塊状の燃料デブリは、粒子状が多いと考えられる2号機より、高温（約2300℃以上）だった可能性 | |
| ⑥ | 3/13 14:00以降 | RPV内圧力のなだらかな上昇 | 崩壊熱による水蒸気発生
燃料デブリや金属デブリは下部プレナムでいったん凝固・堆積 | |
| ⑦ | 3/13 20:40頃 | RPV内圧力の低下開始
下部プレナムでのデブリドライアウト （解析による推定） |
デブリの再昇温・再溶融開始 | |
| ⑧ | 3/13 20:40以降 | RPV内圧力のなだらかな低下 | 下部プレナムでのデブリ再溶融時に、金属デブリの先行溶融（約1000-1200℃以上）が発生した可能性
溶融した金属デブリにより、CRDが溶融し、CRGTや炉心支持板が倒壊・溶融した可能性 さらに、炉心下部に残留していた燃料デブリ、切り株燃料集合体、等が下部プレナムに崩落した可能性 燃料デブリ中のU-Zr-O成分の再溶融（約1500℃で溶融開始、約1900℃以上で溶融範囲が拡大、と推定） 溶融金属デブリと溶融燃料デブリの化学的な相互作用（混合状態の形成）が発生した可能性 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 | |
| RFPV外フェーズ | ⑨ | 3/14 0:00頃 | RPVバウンダリ破損
デブリのペデスタル流出 ペデスタル残留水の蒸発 （いずれも解析による推定） |
溶融金属デブリが、燃料デブリ本体の前に先行溶落した可能性（#2号機と同様な事故事象が発生した可能性） |
| ⑩ | 3/14 0:00-6:30 | D/W圧力の漸増 | 高粘性デブリの、RPV下部プレナムからペデスタル内部への、緩慢な移行が発生したと推定 | |
| ⑪ | 3/14 6:30 | D/W圧力上昇の終了 | 燃料デブリ本体の崩落終了と推定
高粘性デブリが崩落・堆積（# 固液混合状態のデブリ移行と推定） ペデスタル内に堆積しているデブリ内部には大きな空洞がある可能性 MCCIがあまり起きていない可能性（# 金属デブリの先行溶落があった場合には、これがMCCIを妨害した可能性） | |
| ⑫ | 3/14 11:00頃 | ペデスタルデブリのドライアウト
水素爆発 |
酸化度が低い高粘性デブリと冷却水やコンクリートとの反応で水素が発生した可能性
ドライアウト以降に、ペデスタルデブリ内部で再溶融・再凝固が起きた可能性 |
# ⑥-⑧の事故イベントは、事故解析コードによる評価結果、TMI-2事故シナリオ、および、Fe-U-Zr-O四元系状態図からの推定に基づいており、不確かさが大きい。
# 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。
# 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。
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
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
| デブリの分類 | 項目
番号 |
関連する事故
イベント番号 |
事故時の事象とデブリふるまい | そこから推定される燃料デブリの特性（不確かさの特に大きい事象は可能性として示す） |
|---|---|---|---|---|
| RPV内デブリ | A | ①-④ | 炉心水位が少しずつ低下、炉心上部で炉心が露出し、Zr/水蒸気反応が発生 | TMI-2事故と類似するシナリオで、水位がまだ炉心下部にある段階で、燃料デブリの崩落が発生
崩落初期には、制御棒やチャンネルボックスなどの金属デブリが崩落 （#金属デブリや燃料デブリの閉塞位置は、BAF直上から1mあたり） |
| B | 項目Aにより | 崩落・堆積した燃料デブリは、Zr表面積の減少により、いったん温度低下した後、
再昇温・再溶融 |
粒子状や塊状のデブリ（破損した燃料ペレット（UO2）、酸化した被覆管（ZrO2）、U-Zr-Oメルト、等）がいったん
凝固・堆積（# これを、ルースデブリという） その後、崩壊熱で再昇温・再溶融（# 金属系の物質は約1000-1200℃で溶融開始、U-Zr-Oメルトは約1500℃で溶融開始） | |
| C | ⑤ | 溶融デブリプールの拡大、上下クラスト層の形成 | 溶融デブリプールの主成分はU-Zr-Oメルトであり、クラスト層に囲まれて、周囲の水蒸気から遮断されるため、亜酸化を維持
温度上昇にともなってU-Zr-Oメルト中にUO2やZrO2が溶解し、溶融デブリプールが拡大 | |
| D | ⑥ | デブリの下部プレナムへの崩落（# 移行経路は不明） | 下部プレナムに移行したデブリはいったんほぼ凝固
この時点では、炉心下部に水位があり、炉心下部の切り株燃料集合体、炉心支持版、CRGTなどは残留 | |
| E | ⑦ | デブリドライアウト | 下部プレナム堆積デブリの表面にクラスト層が形成され、水蒸気から遮断されるため、亜酸化状態が維持されつつ、デブリ再溶融
さらに、金属デブリメルト、亜酸化U-Zr-Oメルト、固相酸化物の固液混合状態を形成 | |
| F | 項目Eにより | CRDが溶融、CRGT、炉心支持板等の鋼材が倒壊・溶融した可能性
炉心部に残留していた燃料デブリや切り株年惠良集合体等も崩落した可能性 |
溶融金属デブリとU-Zr-Oメルト中に、これらの物質が溶融し、下部プレナム堆積物全体として、
溶融金属と酸化物固相の共存状態を形成した可能性 | |
| G | 項目Fにより | デブリ温度の上昇、デブリ再溶融状態の進展 | デブリ全体としては亜酸化状態を維持
金属デブリメルト、U-Zr-Oメルト、酸化物固相が混合あるいは成層化 金属デブリメルト側に、酸化還元反応により、Uの一部やBの大部分が移行 | |
| H | ⑦⑨ | RPV内にデブリはほとんど残っていないと推定 | 倒壊したCRGT等の鋼材、切り株燃料集合体、金属デブリや燃料デブリの残留物、等が、下部プレナムなどにわずかに残留 | |
| RFPV外デブリ | I | ⑧⑨ | RPV破損、高温の燃料デブリのペデスタル内への崩落 | 金属デブリメルト、酸化物デブリメルト、酸化物固相デブリが、高粘性の混合状態を形成
デブリ全体としては亜酸化度を維持した可能性 |
| J | 項目Iにより | 燃料デブリとコンクリートや鋼材の相互作用 | 亜酸化状態を維持した固液混合状態のデブリとコンクリートが相互作用した可能性
RPV底部やペデスタル内にあった鋼材と溶融デブリが相互作用した可能性、金属メルト物量の増加 金属デブリメルトの水蒸気酸化により、Uを含む酸化物粒子がを形成した可能性 | |
| K | ⑩⑪ | 高温水蒸気が継続的に発生
燃料デブリからの輻射によるコンクリート加熱が継続 |
輻射によりコンクリートが溶融
ペデスタル開口部を通じたガス放出により、崩壊熱が除熱 コンクリートの溶融の広がりにより、崩壊熱が除熱 一方、約2200℃以下では、コンクリート主成分のSiO2と、燃料デブリ主成分のUO2, ZrO2は相互溶融しにくく、また、 再溶融デブリは固液混合状態を形成しやすいため、デブリとコンクリートの反応物、あるいは、酸化物固相と金属メルトが ミシビリティギャップを形成した可能性 | |
| L | ⑫⑬ | ベントによるガス移動でペデスタル内圧減少
デブリやコンクリートが冷却 |
デブリとコンクリート反応生成物が物理的に破損した可能性 | |
| M | ⑯ | ペデスタル内が高温水蒸気で充満
デブリやコンクリート温度も高温を維持 |
デブリとコンクリートの反応生成物が変質した可能性
デブリ内部で溶融が継続 | |
| N | ⑰⑱ | ペデスタルの冷却、再冠水 | デブリとコンクリートの反応生成物が変質した可能性
堆積物表面で凝固時に成層化 |
２号機
| デブリの分類 | 項目
番号 |
関連する
事故イベント番号 |
事故時の事象とデブリふるまい | そこから推定される燃料デブリの特性（不確かさの特に大きい事象は可能性として示す） |
|---|---|---|---|---|
| RPV内デブリ | A | ①② | 制御棒崩落、初期の燃料崩落が、水蒸気枯渇条件で発生 | あまり酸化していない集合体部材（金属デブリ）が多く崩落 |
| B | 項目Aにより | 金属デブリと下部プレナムの構造材（鋼材）は、局所的（溶接部、Ni存在部位など）に共晶溶融しやすい | ||
| C | ③④⑤ | 炉心下部での閉塞が十分でなく、炉心部に堆積したルースデブリへの冷却ガス流入が継続
燃料デブリは、二酸化物が完全に溶融するより低い温度（2000～2300℃と推定）で連続的に 崩落した可能性（# BWRドレナージシナリオ） |
燃料デブリ中の酸化物デブリは、崩落中に粒子状を維持しやすく、かつ崩落中に酸化度が高くなる可能性 | |
| D | ⑥ | 下部プレナムに崩落した燃料デブリと冷却水の反応による水素/水蒸気発生 | 燃料デブリは一部破砕され、隙間が多い粒子状で下部プレナムに堆積、金属デブリが混在
デブリ全体としては亜酸化状態を維持（# 2号機は、1,3号機より酸化度が高い） | |
| E | ⑦ | 下部プレナムでデブリドライアウト | 金属デブリの再溶融開始、溶融した金属デブリ中への酸化物デブリの一部溶融、およびCRGTの溶融 | |
| F | 項目Eにより | 下部プレナムでのデブリ再溶融 | 金属デブリメルト、U-Zr-Oメルト、酸化物固相が混合あるいは成層化していた可能性
金属デブリメルト側に、酸化還元反応により、Uの一部やBの大部分が移行 （# 2号機では酸化度が高く、金属デブリメルトと酸化物固相が相互分離しやすかった可能性） | |
| G | 項目Fにより | デブリ溶融状態の広がり、デブリ温度の上昇 | 金属デブリ液相/酸化物デブリ固相間の相分率変化と成分再分布が進行
（# 燃料デブリのペデスタル崩落前にどこまでデブリ状態変化が進むかが、デブリ特性に大きく影響） | |
| RPV外デブリ | H | ⑨ | RPV底部側面の大規模破損 | 溶融金属デブリの流出、未溶融金属部材や粒子状酸化物デブリを巻き込み
一部はグレーチングに固着・破損 |
| I | ⑩ | RPV底部溶接部の局所破損 | 固液混合状態の金属デブリがCRD内に流入・凝固
一部はCRD外周部に付着、その後にペデスタル底部に崩落 | |
| J | 項目Iにより | イベント⑨と⑩のどちらが先に起きたのかは不明 | 下部プレナムでの再溶融状態により、化学平衡状態に近づく可能性
金属デブリの主成分はSS/Zr 金属デブリ中に最大10mol%程度のU,B,Cが金属デブリに均質溶融される可能性 | |
| K | ⑪ | RPV内で、残留金属デブリの凝固 | RPV底部堆積物中に、金属デブリ流出による大きな空間が形成されている可能性 | |
| L | ⑨⑫ | 溶融金属デブリは、ペデスタル底部に広がりつつ堆積
（2号機では、スレート状の堆積物を観測） |
構造材（コンクリートや鋼材）との接触で冷却され、薄く広がってスレート状に堆積
堆積後にほとんど再溶融しなかった | |
| M | RPV外
事象全体 |
デブリのペデスタル移行過程に発生する高温化学反応により、U含有粒子が液滴として
飛散・凝固、あるいは蒸発・凝縮 |
U含有粒子は、RPV内、PCV内、さらには、建屋内に飛散
（# U含有粒子を分析することで燃料デブリと鋼材との反応メカニズム、燃料デブリの最高到達温度や 酸化度を逆推定できると期待される。） |
３号機
| デブリの
分類 |
項目
番号 |
関連する
事故イベント番号 |
事故時の事象とデブリふるまい | そこから推定される燃料デブリの特性（不確かさの特に大きい事象は可能性として示す） |
|---|---|---|---|---|
| RPV内デブリ | A | ①② | 炉心水位が少しずつ低下、炉心上部で炉心が露出し、Zr/水蒸気反応が発生 | 炉心上部でZr酸化とU-Zr-Oメルト形成 |
| B | ③ | ADS作動により、急速に冷却水の水位低下
炉心部で水蒸気枯渇条件が発生 |
炉心部での、制御棒崩落や燃料棒崩落が、水蒸気枯渇条件で発生
炉心上部でZr酸化とU-Zr-Oメルト形成が進んでいたため、崩落時に塊状のデブリを形成しやすい | |
| C | 項目Bにより | 下部プレナムのCRGTの隙間に塊状のデブリが崩落 | 塊状のデブリは、崩落途中や堆積中に、その内部で酸化度が上昇しにくい | |
| D | ③④ | 炉心部で、BWRドレナージ型の崩落が発生、溶融プールの拡大は限定的だった可能性 | 同上 | |
| E | ⑤⑥ | 下部プレナムに燃料デブリがいったん堆積・凝固 | 金属デブリ、燃料デブリ共に、いったん凝固し、混合状態で堆積 | |
| F | ⑦及び
項目Eにより |
下部プレナムデブリのドライアウト、再昇温・再溶融 | 下部プレナム堆積デブリの表面にクラスト層が形成され、水蒸気から遮断されるため、亜酸化状態が維持されつつ、
デブリ再溶融 さらに、金属デブリメルト、亜酸化U-Zr-Oメルト、固相酸化物の固液混合状態を形成した可能性 下部プレナムでの再溶融状態により、化学平衡状態に近づく可能性、したがって、金属デブリ中に最大10mol% 程度のU,B,Cが均質溶融される可能性 | |
| G | ⑧ | デブリ溶融状態の広がり、デブリ温度の上昇
CRGT等の鋼材が溶融・倒壊した可能性 炉心部に残留していた燃料デブリや炉心支持板なども崩落した可能性 |
金属デブリ液相/酸化物デブリ固相間の相分率変化と成分再分布が進行
（# 燃料デブリのペデスタル崩落前にどこまでデブリ状態変化が進むかが、デブリ特性に大きく影響） | |
| RPV外デブリ | G | ⑨⑩ | RPV底部側面破損の可能性 | 2号機と同様に、溶融金属デブリが、RPV底部側面を破損して、先行溶落した可能性
この場合、ペデスタル底部に金属デブリが先に堆積するため、MCCIの発生を抑制した可能性 |
| H | ⑩ | RPV底部大規模破損 | 崩落時に、2号機に比べてデブリ温度が高く、デブリ酸化度が低かった可能性
このため、高粘性デブリを形成し、RPV底部を広範囲で破損した可能性 | |
| I | ⑩⑪ | 高粘性デブリが少しずつ崩落 | ペデスタル底部堆積物中に空隙が多い可能性
堆積物内部で、再溶融・再凝固が発生していた可能性 | |
| J | ⑨⑩⑪ | MCCIがほとんど発生していない可能性 | 2号機のような金属デブリの先行溶落が起き、MCCIが抑制された可能性
| |
| K | ⑨⑩⑪ | 一方で、デブリと側面コンクリートとの反応の可能性 | 1号機のようなコンクリート破損が一部発生していた可能性 | |
| L | 項目G～Kにより | デブリのペデスタル移行過程に発生する高温化学反応により、U含有粒子が液滴として
飛散・凝固、あるいは蒸発・凝縮 |
U含有粒子は、RPV内、PCV内、さらには、建屋内に飛散
（# U含有粒子を分析することで燃料デブリと鋼材との反応メカニズム、燃料デブリの最高到達温度や酸化度を 逆推定できると期待される。） |
号機・領域ごとの燃料デブリふるまいの特徴について
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
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。（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）※参考資料は作成次第リンクする
デブリ溶融プールが成長すると、クラスト層がこれを支えきれなくなり、溶融デブリはさらに下部プレナムに崩落したと推定されるが、その移行パスは不明である。以下の2つのパスが可能が高いと考えられる。
①側面からの移行パス： デブリ溶融プールの側面クラストを破損し、流出した溶融デブリが圧力容器側面のシュラウドを破って、下部プレナムに移動（# TMI-2事故と同様の移行パス）
②下方への移行パス： デブリ溶融プール底部のクラストを破損し、炉心下部に残留していたと考えられる切り株燃料集合体や、炉心支持金具の隙間を通過して、下部プレナムに移動
ここで、①のシナリオでは、下部プレナムに移行した後で、TMI-2事故の最終状態と類似する状態（下部プレナムに移行した燃料デブリがいったん凝固、溶融プール部分では発熱源を失っていったん凝固、下部クラストの下には切り株燃料や炉心支持板、CRGTなどが残留）が形成されたと考えられる。
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
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。（参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融）
①金属デブリのふるまい： 下部プレナムでのデブリ再溶融の過程では、1号機でも、2,3号機で発生したと推定されている金属デブリの再溶融や金属デブリへの鋼材の溶融、さらに、形成された金属デブリメルト中への残留B4Cや金属間化合物の溶融が発生していたと考えられる。さらに、金属デブリメルトと酸化物デブリの間の成分再分布、金属デブリメルトとCRD溶接部などとの共晶溶融反応、も同様に起きたと推定される。しかし、1号機では、U-Zr-Oメルトが先に下部プレナムに移行したため、制御棒由来の金属デブリの移行量は、2,3号機より少なかった可能性が考えられる。この場合、金属デブリに起因するデブリふるまいは、2,3号機に比べて、マイナー現象だった可能性がある。
②酸化物デブリのふるまい： 1号機では、下部プレナムに崩落した時点での燃料デブリの酸化度が、2,3号機より低かった可能性がある。したがって、再溶融時にU-Zr-Oメルトが多く形成された可能性がある。U-Zr-Oは1500℃程度で溶融開始し、1800-1900℃で急速に液相化が進むと推定される。この場合、酸化物デブリは二酸化物の固相と亜酸化状態のU-Zr-Oメルト相に相分離すると考えられる。（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）
③クラスト層形成： 1号機では、RPV破損時点でのデブリ温度（解析値）が、3つの号機の中で最も高く、下部プレナムでのデブリ溶融が進んだという評価結果を反映している。高温の溶融デブリを保持するために、RPV壁との間に断熱性のクラスト層が形成されたと推定される。
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）
（作成中）。
２号機
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。（参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融）※参考資料は作成次第リンクする
①金属デブリ再溶融（1000～1300℃）：残留B4Cや、Fe-Zr, Cr-B, Zr-B系などの金属間化合物の金属デブリへの溶融・成分均質化
②金属デブリへの鋼材溶融（1000～1300℃）：下部プレナム底部で溶融開始する金属デブリ中に、CRGT、炉心支持板、ライナー材などが次第に溶融
③溶融金属デブリと粒子状酸化物デブリ（模式図右）の間での成分再分配：最大10mol%程度まで、溶融金属デブリ中にUやBが溶融する可能性
④溶融金属デブリとRPV内壁、溶接部などとの共晶溶融反応（1000～1300℃）：①②③と④は、温度条件が近いため、場所ごとに、それぞれ並行して進む可能性
⑤【デブリ流出パス1】RPV底部側面で、荷重や差圧にともなう応力と、伝熱による溶融や強度低下による大規模破損：化合物相の含有割合が小さく、粘性が小さい金属融体として流出した可能性、金属部材や粒子状酸化物デブリを巻き込んだ可能性
⑥【デブリ流出パス2】RPV底部溶接部で、溶融金属デブリとの局所的な共晶溶融：化合物相を多く含み、粘性が大きい固液混合状態の可能性、一部はCRD内へ流入・固化、一部は溶接部を破損してCRD外へ付着・崩落 (参考4：再溶融した金属デブリとRPV鋼材、溶接部の共晶溶融)
・これらのことから、２号機では、デブリの大部分が、RPV下部プレナムに存在していると考えられる。燃料デブリの主体である酸化物デブリは、下部プレナムにいったん堆積した後はあまり再溶融せずに粒子状を維持し、空隙が多いと推定される。一方、主にSSやZrからなる金属デブリメルトが、RPVを側面と底部で破損し、ペデスタル内に崩落したと考えられる。
・ここで、上記の過程④の前に、過程①②③がどこまで進むかが、デブリ堆積状態と特性に大きく影響する。ここでの重要因子は、デブリ最高到達温度と酸化度、それに応じた金属デブリと酸化物デブリの相分率の変化と成分再分配である。（参考10：デブリ溶融プールの形成・拡大と酸化度上昇、参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融）
・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
2号機では、下部プレナムで、いったん堆積した後、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（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。（参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融）
模式図5に、2号機において、金属デブリメルトのペデスタル内への移行と燃料デブリのRPVへの残留について概念的に示す。ペデスタル内部への移行・堆積過程でのデブリふるまいは、以下のように推定される。
①RPV底部側面から流出した溶融金属デブリ（1300℃程度）：RPV下の保温層やグレーチング上にいったん堆積、これらを溶融・破損、一部が凝固・固着。主成分はSS/Zr、U,B,Cなどを最大10mol%程溶融する可能性、粒子状デブリや集合体部材を巻き込み（参考3：金属デブリの再溶融）
②MCCIはほとんど発生していないと推定：金属デブリメルトはペデスタル底部に溶落し、鋼材やコンクリート上に広がった際に急冷され、スレート状や粒子状で固化。ペデスタル内構造材や、コンクリートはほとんど損傷していないと推定
③RPV底部溶接部の局所破損で流出した金属デブリ（1000～1300℃）：CRD内へ流入・固化、一部はCRDハウジング外周に付着、一部は崩落。化合物相を含み、粘性が大きい（参考4：金属デブリと鋼材の共晶溶融）
・これらのことから、２号機では、ペデスタル内に移行したデブリの大部分は、金属デブリと推定される。
・主に２つの金属デブリメルトの移行経路があり、経路によって崩落したデブリの特性が異なる可能性がある。
・金属デブリメルトは、崩落途中では溶融合金の特性を有し（低粘性、比較的低温）、ペデスタル内の鋼材やコンクリートはあまり腐食していないと推定される。金属デブリは、現在は酸化している可能性がある。
・下部プレナムでのデブリ再溶融状態が、デブリ堆積状態と特性に大きく影響する。ここでの重要因子は、デブリ最高到達温度と酸化度、それに応じた金属デブリと酸化物デブリの相分率の変化と成分再分配である。（参考10：デブリ溶融プールの形成・拡大とデブリ酸化度の上昇、参考13：U-Zr-Oメルトと鋼材の反応）
・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。さらに、MCCIの程度について、推定精度を高めることが期待される。
![模式図３：２号機RPV底部でのデブリふるまい[1]](/wiki/nsfr_img_auth.php/thumb/a/a7/%EF%BC%92%E5%8F%B7%E6%A9%9FRPV%E5%BA%95%E9%83%A8%E3%81%A7%E3%81%AE%E3%83%87%E3%83%96%E3%83%AA%E3%81%B5%E3%82%8B%E3%81%BE%E3%81%84%E6%A8%A1%E5%BC%8F%E5%9B%B3%281%29.png/427px-%EF%BC%92%E5%8F%B7%E6%A9%9FRPV%E5%BA%95%E9%83%A8%E3%81%A7%E3%81%AE%E3%83%87%E3%83%96%E3%83%AA%E3%81%B5%E3%82%8B%E3%81%BE%E3%81%84%E6%A8%A1%E5%BC%8F%E5%9B%B3%281%29.png)
模式図３：２号機RPV底部でのデブリふるまい[1]
![模式図４：２号機ペデスタル内部へのデブリ移行[1]](/wiki/nsfr_img_auth.php/thumb/a/a4/%EF%BC%92%E5%8F%B7%E6%A9%9F%E3%83%9A%E3%83%87%E3%82%B9%E3%82%BF%E3%83%AB%E5%86%85%E9%83%A8%E3%81%B8%E3%81%AE%E3%83%87%E3%83%96%E3%83%AA%E7%A7%BB%E8%A1%8C%E3%81%AE%E6%A8%A1%E5%BC%8F%E5%9B%B3%281%29.png/293px-%EF%BC%92%E5%8F%B7%E6%A9%9F%E3%83%9A%E3%83%87%E3%82%B9%E3%82%BF%E3%83%AB%E5%86%85%E9%83%A8%E3%81%B8%E3%81%AE%E3%83%87%E3%83%96%E3%83%AA%E7%A7%BB%E8%A1%8C%E3%81%AE%E6%A8%A1%E5%BC%8F%E5%9B%B3%281%29.png)
模式図４：２号機ペデスタル内部へのデブリ移行[1]
![模式図３：２号機RPV底部でのデブリふるまい[1]](/wiki/index.php?title=%E3%83%95%E3%82%A1%E3%82%A4%E3%83%AB:%EF%BC%92%E5%8F%B7%E6%A9%9FRPV%E5%BA%95%E9%83%A8%E3%81%A7%E3%81%AE%E3%83%87%E3%83%96%E3%83%AA%E3%81%B5%E3%82%8B%E3%81%BE%E3%81%84%E6%A8%A1%E5%BC%8F%E5%9B%B3(1).png)
![模式図４：２号機ペデスタル内部へのデブリ移行[1]](/wiki/index.php?title=%E3%83%95%E3%82%A1%E3%82%A4%E3%83%AB:%EF%BC%92%E5%8F%B7%E6%A9%9F%E3%83%9A%E3%83%87%E3%82%B9%E3%82%BF%E3%83%AB%E5%86%85%E9%83%A8%E3%81%B8%E3%81%AE%E3%83%87%E3%83%96%E3%83%AA%E7%A7%BB%E8%A1%8C%E3%81%AE%E6%A8%A1%E5%BC%8F%E5%9B%B3(1).png)
３号機
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。（参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融、参考13：U-Zr-Oメルトと鋼材の反応、参考14：Fe-U-Zr-O状態図）※参考資料は作成次第リンクする
①金属デブリ再溶融（1000～1300℃）：残留B4Cや、Fe-Zr, Cr-B, Zr-B系などの金属間化合物の金属デブリへの溶融・成分均質化
②金属デブリへの鋼材溶融（1000～1300℃）：下部プレナム底部で溶融開始する金属デブリ中に、CRGT、崩落した炉心支持板、ライナー材などが溶融
③溶融金属デブリと塊状酸化物デブリ（模式図右）の間での成分再分配：最大10mol%程度まで、溶融金属デブリ中にUやB,Cが溶融する可能性
④溶融金属デブリとRPV内壁、溶接部などとの共晶溶融反応（1000～1300℃）：①②③と④は、温度条件が近いため、場所ごとに、それぞれ並行して進む可能性
⑤塊状デブリの溶融進展：塊状のデブリは酸化度が低く維持されるため、高粘性の固液混合状態を形成しやすい可能性（# 3号機に固有の傾向）
⑥CRGT等の鋼材の溶融：高粘性デブリとの接触により、CRGT等の鋼材が金属デブリメルトやU-Zr-Oメルト中に溶解しやすい可能性
⑦金属/酸化物の高温混合状態の形成：さらに、Fe-U-Zr-O平衡状態図から、二酸化物固相とFe-U-Zr液相が広い温度範囲で共存すると推定。一方で、二酸化物固相とU-Zr-Oメルト相の化学的な安定性が近いため、金属/酸化物の高温混合状態が形成されている可能性 ・これらのことから、3号機では、デブリの大部分が、高粘性状態で、1-2時間かけて、ペデスタル内に移行したと考えられる。
・ペデスタルでのデブリ堆積高さを考慮すると、高粘性デブリが徐冷された際に、内部に空隙が多く発生した可能性がある。
・一方、下部プレナムに本来存在していた鋼材が溶融金属デブリに混入し、これもペデスタルに移行した可能性がある。
・デブリのペデスタル移行までに、上述の過程①～⑦がどこまで進むかが、ペデスタル内でのデブリ堆積状態と特性に大きく影響する。重要因子は、下部プレナムでのデブリ最高到達温度と酸化度、CRGT等の鋼材の溶解量、それらに応じた金属デブリと酸化物デブリの相分率の変化と成分再分配である。（参考10：デブリ溶融プールの形成・拡大と酸化度上昇、参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融、参考14：Fe-U-Zr-O状態図）
・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、2,3号機の下部プレナム破損条件の違いの解析結果と照らし合わせることで、3号機堆積物底部でのMCCIの程度や、ペデスタル堆積物の特性の推定精度を向上できると期待される。
・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
3号機では、下部プレナムで、いったん堆積した後、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（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。（参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融）
模式図7に、3号機において、高粘性デブリのペデスタル内について概念的に示す。ペデスタル内部への移行・堆積過程でのデブリふるまいは、以下のように推定される。
①溶融金属デブリ（1300℃程度）の先行流出の可能性：2号機と同様のメカニズムで、金属デブリメルトの先行溶落が発生していた可能性（参考3：金属デブリの再溶融）
②高粘性デブリによるRPV底部の大規模破損・デブリ崩落：RPV下部プレナムでのデブリ再溶融状態の進展に応じて、破損状態や崩落状態が影響を受けると推定（参考11：下部プレナム堆積後のデブリ再溶融）
③高粘性デブリ、未溶融の鋼材、酸化物燃料デブリの一部などがRPV内に残留：現状では、デブリや未溶融鋼材の残留状態や物量は不明。デブリ崩落以降の冷却条件も不明。
④ペデスタル堆積物の空隙率：炉心物質の理論密度からの評価値に対し、実際のペデスタル堆積物のかさは2倍近くあり、内部に空隙が多い可能性
⑤ペデスタル底面や側面のコンクリート損傷：1号機のようなコンクリート破損状態が局所的に発生していたかどうか？堆積物内部で再溶融・凝固が発生していたかどうか？
・これらのことから、3号機では、金属デブリメルト、U-Zr-Oメルト、酸化物固相が混合した高粘性デブリがペデスタルに移行したと考えられる。
・2号機と同様の金属デブリの先行流出が起きていた可能性がある。
・デブリの堆積状態やコンクリートとの接触状態によっては、ペデスタル底部の堆積物内で一部再溶融・凝固が起きていた可能性も考えられる。
・現在でも、ペデスタル堆積物の内部で比較的低い酸化度が維持されている可能性がある。
・下部プレナムでのデブリ再溶融状態が、デブリ堆積状態と特性に大きく影響する。ここでの、重要因子は、デブリ最高到達温度と酸化度、それに応じた金属デブリと酸化物デブリの成分再分配である。（参考10：デブリ溶融プールの形成・拡大とデブリ酸化度の上昇、参考13：U-Zr-Oメルトと鋼材の反応）
![模式図５：3号機RPV底部でのデブリふるまい[1]](/wiki/nsfr_img_auth.php/thumb/d/d4/%E6%A8%A1%E5%BC%8F%E5%9B%B3%EF%BC%95%EF%BC%9A3%E5%8F%B7%E6%A9%9FRPV%E5%BA%95%E9%83%A8%E3%81%A7%E3%81%AE%E3%83%87%E3%83%96%E3%83%AA%E3%81%B5%E3%82%8B%E3%81%BE%E3%81%84-1-.png/416px-%E6%A8%A1%E5%BC%8F%E5%9B%B3%EF%BC%95%EF%BC%9A3%E5%8F%B7%E6%A9%9FRPV%E5%BA%95%E9%83%A8%E3%81%A7%E3%81%AE%E3%83%87%E3%83%96%E3%83%AA%E3%81%B5%E3%82%8B%E3%81%BE%E3%81%84-1-.png)
模式図５：3号機RPV底部でのデブリふるまい[1]
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模式図６：3号機ペデスタル内部へのデブリ移行[1]
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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）。
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.
[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.
[3] M. Kurata et al., Step-by-step challenge of debris characterization for the decommissioning of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), J. Nucl. Sci. Technol. 59 (2022), https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2040393
[4] M. Kurata et al., Chapter 14 - Advances in fuel chemistry during a severe accident: Update after Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) accident, in Advances in Nuclear Fuel Chemistry, edited by M. Piro, pp. 555-625 (2020), Woodhead Publishing Series in Energy.
[5] Modular Accident Analysis Program (MAAP) – MELCOR Crosswalk Phase 1 Study 3002004449, https://www.epri.com/research/products/3002004449
[6] M. Pellegrini et al., Analysis of the long term interaction between molten core and dry concrete at Fukushima Daiichi Unit 1, Proc. of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20), Aug. 20-25, 2023, Washington D.C., US.
※各担当者様 （2024.01.31 ）