R&D activities for damaged core status analysis in JAEA/CLADS and collaboration with CVR on debris solidification

須藤 彩子

no journal, , 

日本原子力研究開発機構廃炉環境国際共同研究センター炉内状況把握ディビジョンは4つのグループから構成され、各グループは様々な角度から福島第一原子力発電所廃炉に向け研究開発活動を行っている。研究開発の一環として、試験技術開発グループではCVRと共同で模擬コリウムの溶融・凝固試験を行っている。本試験では、徐冷時の模擬コリウム中の中性子吸収剤(Gd, Fe)の偏析挙動を観察するため、コールドクルーシブル誘導加熱炉に可動型ユニットを取付け、模擬溶融コリウムの凝固試験を行った。約1kgの模擬溶融コリウムを溶融させ、加熱部から下方向にゆっくりと試験体を引き抜くことによって、下方向からの徐冷を可能とした。凝固した模擬コリウムの断面を観察したところ、Feは模擬コリウムの最終凝固位置である試験体中心付近、Gdは模擬コリウムの初期凝固位置である試験体下部に濃縮することが明らかとなった。これらの結果は熱力学解析結果とも一致している。現在、Feの添加量を増やした2kg規模での試験を実施中である。