燃料とBC制御棒の模擬溶融固化物の性状評価

Characterization of solidified fuel-BC control rod melt for simulating Fukushima accident

高野 公秀 ; 西 剛史

Takano, Masahide; Nishi, Tsuyoshi

福島第一原子力発電所事故で生じた燃料デブリの取り出しに向けて、模擬デブリを用いた性状予測データ取得を進めている。圧力容器下部に堆積した燃料デブリは、おもに燃料集合体と制御棒からなると想定されるので、ここではBC, ステンレス鋼, Zr, (U,Zr)Oの混合物からアーク溶解で調製した模擬溶融固化物の性状評価を行った。固化物中のホウ素の化学形は、(Fe,Cr)B及びZrBで表されるホウ化物として合金相中に分散析出すること、溶融時に(U,Zr)Oから合金相へUの一部が溶出して種々の組成のFe-Cr-Ni-Zr-U合金を形成すること、固化時に合金及びホウ化物からなる領域と酸化物セラミックス領域に分離しやすいことを明らかにした。さらに、固化物中の代表的な相についてマイクロビッカース硬度計によりビッカース硬さを測定した結果、(U,Zr)O酸化物相が1200程度の硬さであるのに対し、(Fe,Cr)Bは1400-1650、ZrBは1600-1950であり、ホウ化物は顕著に硬いことから難削性が予想される。

The corium debris solidified at lower bottom of pressure vessel is considered to consist of fuel assembly and BC control rod. In this work the mixture of BC, stainless steel, Zr and (U,Zr)O was arc-melted to simulate the corium debris. Phases in the solidified specimen were characterized by XRD and SEM/EDX analyses. As for the chemical form of boron, borides such as (Fe,Cr)B and ZrB precipitate in the alloy phase. A part of uranium in (U,Zr)O dissolves into the alloy phase to form Fe-Cr-Ni-Zr-U alloy in various composition. Further, Vickers hardness of some typical phases in the specimen was measured. Vickers hardness of (Fe,Cr)B and ZrB are 1400-1650 and 1600-1950, respectively, which are quite higher than that of the (U,Zr)O phase around 1200.