Phenomenology of BWR fuel assembly degradation

BWR燃料集合体の破損に関する現象論

倉田 正輝 ; Barrachin, M.*; Haste, T.*; Steinbrueck, M.*

Kurata, Masaki; Barrachin, M.*; Haste, T.*; Steinbrueck, M.*

福島第一原子力発電所(1F)事故により、燃料破損現象の再評価の重要性が指摘された。本論文では、BWR燃料集合体レベルでのマクロな視点から、メゾスケールの要素反応に関する視点までの現象論にフォーカスして、燃料破損に関する知見のアップデートについて、レビューする。BC制御棒の酸化は、BWRの事故においては、原理的により多くの水素と熱の発生原因となる。BC制御棒を用いた各種の総合型試験では、1250Cあたりで(燃料の急速な破損温度よりはるかに低い温度で)、制御棒の早期破損と溶融、さらに下方への移動と酸化が開始されることを示している。これらの制御棒破損は、原理的に、炉心溶融の初期過程に大きく影響する。水蒸気枯渇条件(1F事故で発生した可能性が指摘されている)は、燃料破損進展の傾向に大きく影響し、従来想定されていた典型的な事故進展と異なる化学的な傾向に燃料を溶融させる可能性が高い。要素反応の現象論の詳細とそれらの現象の炉心溶融後期過程への影響についても議論する。

Severe accidents occurred at the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) required an immediate re-examination of fuel degradation phenomenology. The present paper reviews the updated knowledge on the phenomenology of the fuel degradation, focusing mainly on the BWR fuel assembly degradation at the macroscopic scale and that of the individual interactions at the meso-scale. Oxidation of boron carbide (BC) control rods potentially generate far larger amounts of heat and hydrogen under BWR accident conditions. All integral tests with BC control rods or control blades have shown early failure, liquefaction, relocation and oxidation of BC starting at temperatures around 1250C, well below the significant interaction temperatures of UO-Zry. These interactions or reactions potentially influence the progress of fuel degradation in the early phase. The steam-starved conditions, which are being discussed as a likely scenario at the FDNPS accident, highly influence the individual interactions and potentially lead the fuel degradation in non-prototypical directions. The detailed phenomenology of individual interactions and their influence on the transient and on the late phase of the severe accidents are also discussed.