人工海水を用いたジルカロイ-2照射材の浸漬試験

Immersion tests of irradiated Zircaloy-2 in artificial seawater

林 長宏; 佐々木 新治  ; 益子 真一*; 山県 一郎 ; 小川 竜一郎; 井上 賢紀 ; 山下 真一郎   

Hayashi, Takehiro; Sasaki, Shinji; Mashiko, Shinichi*; Yamagata, Ichiro; Ogawa, Ryuichiro; Inoue, Masaki; Yamashita, Shinichiro

福島第一原子力発電所(以下、1F)では、東日本大震災に伴い、冷却機能の低下した使用済燃料プール(以下、SFP)を含む原子炉建屋に海水が注入された。本試験は海水を注入したSFPに保管されている燃料集合体の長期健全性評価に資するため、SFPの水質を模擬した溶液(以下、模擬SFP水)を調製し、使用済ジルカロイ-2燃料被覆管による浸漬試験を実施した。模擬SFP水浸漬前後における表面近傍の組織観察の結果、浸漬試験による腐食の進行は認められず、浸漬試験による強度特性への有意な影響は確認されなかった。

In the Great East Japan Earthquake, the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plants (1F) were in station blackout and dropped their cooling power. To cool the plants, seawater was poured into 1F buildings included SFP. In this study, the immersion tests were carried out with artificial seawater to evaluate the effect on the strength properties of Zircaloy-2 cladding tubes in seawater. The results indicated the growth of corrosion was not observed in microstructures on the surface of Zircaloy-2 tubes, and there were no significant changes in the tensile properties.