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高温・高圧水蒸気環境下における原子炉構造材へのCs吸着挙動評価

Cs Adsorption behavior evaluation on the surface of nuclear reactor structure materials under high temperature and high pressure steam

墨田 岳大*   ; 米川 夏津夫*; 関尾 佳弘  ; 佐藤 勇*; 小林 能直*; 逢坂 正彦  ; 前田 宏治  ; 赤坂 尚昭

Sumita, Takehiro*; Yonekawa, Kazuo*; Sekio, Yoshihiro; Sato, Isamu*; Kobayashi, Yoshinao*; Osaka, Masahiko; Maeda, Koji; Akasaka, Naoaki

福島第一原子力発電所(1F)事故において1-3号機では燃料溶融により核分裂生成物(FP)である$$^{137}$$Cs, $$^{133}$$Iなどの高放射性核種が主として放出され、圧力容器内の構造材料部分ばかりでなく原子炉建屋内が高線量化した。今後1Fの廃止措置を進めるにあたり、適切な燃料デブリ取出し手法やアクセスルート(人の動線及び遠隔装置の経路など)の確立、炉内の低線量化及び除染の手法の決定を行うためには、シビアアクシデント(SA)時におけるCs化合物の炉内構造材料等への吸着挙動に関する知見を取得する必要がある。しかしながら、既往研究は大気圧下のみで行われており、SA環境を模擬した高圧下でのCs化合物の炉内構造材料への吸着挙動評価の例はない。本試験では、温度・圧力・雰囲気の制御が可能なCs吸着挙動評価装置を開発し、基礎試験としてSA模擬条件下でSUS304L材に対するCsIの吸着挙動に係る試験・評価を行った。吸着試験後の試料観察と元素分析から、試験片へのCsIの吸着量は、雰囲気や水蒸気の有無よりも、圧力の寄与が大きい傾向にあることが示唆された。

During Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) accident, high radionuclides such as $$^{137}$$Cs and $$^{133}$$I were mainly released as fission products (FPs) due to fuel melting in units 1 to 3, and it increased radiation dose in reactor buildings. With the aim of 1F decommissioning, it is necessary to establish methods to retrieve fuel and an adequate access route, which requires knowledge of Cs adsorption behavior on the surface of structural materials during Severe Accidents (SA). However, there are no Cs adsorption behavior evaluations under the simulated SA condition with high pressure in the previous studies. In this study, CsI adsorption behavior on SUS304L under the condition was evaluated using newly designed apparatus which can control temperature, pressure, moisture and gas atmosphere. The findings from microstructural observation and elemental analysis after the adsorption test suggested that the adsorption of CsI was influenced by especially pressure.

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