ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究(委託研究); 令和6年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

Pilot study on thermal, physico-chemical, and mechanical behavior of concrete to understand the failure behavior of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station reactor pressure vessel pedestals (Contract research); FY2024 Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource Development Project

廃炉環境国際共同研究センター; 東海国立大学機構*

Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science; Tokai National Higher Education and Research System*

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度から英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、さまざまな分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和5年度に採択された研究課題のうち、「ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究」の令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、1F1号機原子炉格納容器(PCV)の内部調査で観測されたペデスタル鉄筋コンクリート部材において、鉄筋を残したままコンクリートだけ崩落するという1号機固有の損傷状態に着目し、発生メカニズムを調査・検証を実施した。コンクリート固有の要因では、(1)高温による短期の溶解メカニズムの調査として、セメントペーストと骨材、その混合物の高温加熱実験による加熱挙動の取得、高温作用下での相組成変化や溶融挙動の熱力学的相平衡計算による整理、高温曝露後の吸水挙動を再現する数値モデル開発を実施した。(2)温度履歴による長期の溶解メカニズムの調査では、ペデスタル部の温度・注水履歴を模擬した曝露実験から、高温加熱後の経時膨張量の測定と水分供給による膨張挙動を評価した。次に、特殊な外部環境要因の調査・検証では、(1)燃料デブリの伝熱解析によるコンクリート熱条件の評価として、事故シナリオ等を参照して1号機PCVにおけるデブリ堆積時の境界条件等の解析パラメータを整備、伝熱解析によりコンクリートの熱分布を評価した。また、(2)要素挙動試験と総合試験として、水蒸気や温度がコンクリート材の変質挙動に及ぼす影響について、コンクリート材の水蒸気雰囲気での高温保持小規模試験を実施し、水蒸気の有無におけるコンクリート崩落挙動を評価した。また、ウラン酸化物を含む亜酸化模擬燃料デブリとコンクリートの高温反応試験を実施し、燃料デブリとの反応によるコンクリート破損挙動を評価した。本研究により、1F1号機固有のコンクリート損傷発生メカニズムに関する総合的知見を得た。

The Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science (CLADS), Japan Atomic Energy Agency (JAEA), has been conducting the Nuclear Energy Science & Technology and Human Resource Development Project (hereafter referred to "the Project") from FY2019. The Project aims to contribute to solving problems in the nuclear energy field represented by the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. (TEPCO). For this purpose, intelligence was collected from all over the world, and basic research and human resource development were promoted by closely integrating/collaborating knowledge and experiences in various fields beyond the barrier of conventional organizations and research fields. The sponsor of the Project was moved from the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology to JAEA since the newly adopted proposals in FY2018. On this occasion, JAEA constructed a new research system where JAEA-academia collaboration is reinforced and medium-to-long term research/development and human resource development contributing to the decommissioning are stably and consecutively implemented. Among the adopted proposals in FY2023, this report summarizes the research results of the "Pilot study on thermal, physico-chemical, and mechanical behavior of concrete to understand the failure behavior of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station reactor pressure vessel pedestals" conducted in FY2024. The present study aims to examine the mechanism of the collapse of only concrete with rebar remaining in the pedestal in the containment vessel (PCV) of 1F. In verifying concrete-specific factors, (1) high-temperature heating experiments were conducted on cement paste, aggregates, and their mixtures to obtain heating behavior. Phase composition changes and melting behavior under high-temperature conditions were analyzed using thermodynamic phase equilibrium calculations, and a numerical analysis method to reproduce water absorption behavior after high-temperature exposure was developed. In addition, (2) exposure experiments simulating the temperature and water injection history of the pedestal were conducted, and time-dependent expansion after heating and expansion behavior induced by water supply were evaluated. In the verification of special external environmental factors, (1) thermal conditions of concrete in the PCV during debris accumulation were evaluated by heat transfer analysis based on accident scenarios. In addition, (2) concrete collapse behavior with and without water vapor was evaluated by small-scale high-temperature holding tests, and concrete damage behavior due to reactions with simulated fuel debris was evaluated by high-temperature reaction tests.