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小宮山 大輔; 天谷 政樹
JAEA-Research 2016-013, 20 Pages, 2016/08
JAEA-Research-2016-013.pdf:6.05MB
PWRの冷却材喪失事故(LOCA)において、流路の閉塞等により燃料棒の冷却が十分に行われない場合、燃料被覆管表面に冷却材中のホウ酸が析出する可能性が考えられる。通常運転温度域では、実機での実績からホウ酸水はZircaloy-4の酸化挙動に影響を及ぼさないと考えられるが、LOCAを想定した高温域におけるホウ酸とZircaloy-4との反応に係る知見は十分に得られていない。本研究では、固体ホウ酸を載せたZircaloy-4の板材を900
Cまでの温度及び複数の雰囲気で酸化させることにより、固体ホウ酸の高温時挙動、ホウ酸とZircaloy-4との反応の有無、及びホウ酸がZircaloy-4の酸化挙動に及ぼす影響を調べた。実験結果から、高温酸化雰囲気においてZircaloy-4表面に固体ホウ酸の脱水により生成する無水ホウ酸が存在すると、この無水ホウ酸がZircaloy-4と雰囲気との接触を断つことでZircaloy-4の酸化を抑制することが示唆された。また、酸化膜付きZircaloy-4の表面に固体ホウ酸が付着し高温まで加熱された場合は、形成している酸化膜の空隙に無水ホウ酸が浸透することでその後の酸化を抑制することがうかがえた。
浜岡1号機配管破断部調査グループ
JAERI-Tech 2002-045, 253 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-045.pdf:60.08MB
平成13年11月7日に発生した中部電力浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断事故の原因究明等を行うため、原子力安全保安院はタスクフォースを設置し配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者(中部電力)による調査と並行して、第三者中立機関である日本原子力研究所に対しての配管破断部調査への協力についての指示を文部科学省に依頼した。原研は、我が国の原子力研究開発の総合的研究機関であるとともに、軽水炉の安全性研究の中核研究機関であること,これまで国内外の原子力施設における事故原因調査等の実績があること,配管破断部調査に必要な試験施設や専門家を有することから、配管破断部調査に全面的に協力することとした。調査にあたって、原研東海研究所に調査グループを設置し、燃料試験施設等の研究施設,走査型電子顕微鏡等の各種分析機器類を活用して、配管破断部の調査を行なった。調査の目的は、配管破断部を切断した部材から採取した試料について、おもに破断面を中心に調査し、配管破断の原因究明に資することである。調査結果については、すでに原子力安全・保安院へ報告するとともに、JAERI-Tech 2001-094として公刊した。本報告書は、この調査で得られたデータの詳細をまとめたものである。
浜岡1号機配管破断部調査グループ
JAERI-Tech 2001-094, 60 Pages, 2001/12
JAERI-Tech-2001-094.pdf:13.99MB
平成13年11月7日に発生した中部電力(株)浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断事故の原因究明等を行うため、原子力安全・保安院は配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者による調査と並行して、第三者中立機関である原研に対しての配管破断部調査への協力についての指示を文部科学省に依頼した。原研は、配管破断部調査に全面的に協力することとした。調査にあたって、原研東海研究所に調査グループを設置し、燃料試験施設等の研究施設,走査型電子顕微鏡等の各種分析機器類を活用して、配管破断部の調査を行った。調査の結果、以下のことが明らかになった。(1)破断部近傍で大きな肉厚減少が認められた。(2)観察した試料のほぼ全ての破面はディンプル状であり、また、疲労によって生じたき裂の存在を示すような破面は確認されなかった。(3)金属組織は典型的な炭素鋼組織(フェライトとパーライトの混合組織)であり、破断部付近では、伸ばされた金属組織が観察された。(4)肉厚減少が著しいほど硬さが高い値を示していた。(5)試料分析の結果から、管内面には断熱材に使用していた珪酸カルシウムが部分的に付着していたほか、Zn,Pt等が認められた。これらの結果から、配管破断の主な原因は、配管に何等かの原因により過大な負荷が加わったためと考えられる。今後、過大負荷を生じた原因の究明が必要である。