Experimental investigation of nonisothermal interaction between Fe-Zr melt and stainless steel forming "metallic debris" in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

福島第一原子力発電所におけるするFe-Zr融液とステンレス鋼の非等温相互作用の実験的検討

伊藤 あゆみ*; 菅野 辰哉*; 岩間 崇之*; 植田 滋*; 佐藤 拓未 ; 永江 勇二 

Ito, Ayumi*; Kanno, Tatsuya*; Iwama, Takayuki*; Ueda, Shigeru*; Sato, Takumi; Nagae, Yuji

福島第一原子力発電所2号機では、原子炉圧力容器の破損に寄与するメカニズムとして、主にFeとZrからなる金属プールの形成が提唱されている。本研究では、炉内劣化過程の後期に金属プールが形成された炉心劣化初期の材料相互作用に着目した。まず、Fe-87ZrとFe-15Zr(at%)の2種類の組成物を液相線温度1723Kまで加熱し、より低温のSS上に滴下し、反応生成物の金属組織を調べた。その後、1723Kから1873KのFe-87Zr融体を酸化SS上に滴下し、酸化膜が劣化に及ぼす影響を評価した。この研究により、すべての金属間化合物の液相線温度が2000K以下であることが確認され、金属破片が最近のシビアアクシデント解析で予測されている「金属プールの形成」の原因となりうることがわかった。

In the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2, the formation of a metallic pool, mainly comprising Fe and Zr, has been proposed as a mechanism contributing to the failure of the reactor pressure vessel. This study focuses on material interactions during the early core degradation that led to metallic pool formation in the late phase of the in-vessel degradation process. Initially, two compositions, Fe-87Zr and Fe-15Zr (at%), were heated to the liquidus temperature of 1723 K, dropped onto SS at lower temperatures, and the metallographic structure of the reaction products was examined. Subsequently, the Fe-87Zr melt at temperatures ranging from 1723 to 1873 K was dropped onto oxidized SS to evaluate the influence of the oxide layer on degradation. This study confirmed that the liquidus temperatures of all intermetallic compounds were below 2000 K, and the metallic debris could be a source of the "metallic pool formation" predicted by recent severe accident analysis.