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高野 公秀; 小野澤 淳
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置を進める上では、炉心溶融物の固化物(燃料デブリ)の回収が必須であり、そのためには燃料デブリ(コリウム)の性状を理解する必要がある。酸化物コリウムの主成分は、(U,Zr)O
で表される二酸化物固溶体であるが、実際には少量の成分として可燃性毒物の希土類元素、構造材由来の鉄、海水塩やコンクリート由来のカルシウム等が固溶している可能性が高い。本件では、酸化物コリウム中の生成相や組織への少量固溶元素の影響を明らかにするため、種々の組成のU-Zr-Gd-Fe-Ca-O系の試料を作製するとともに、酸素分圧を制御した焼鈍試験を行い、X線回折、電子顕微鏡観察、X線元素分析の手法を用いて、生成相と酸化状態及び微細な二相分離組織に関するデータを取得した。これらのデータを整理し、酸化物コリウム中へのFeの溶解度の酸化状態への依存性、希土類元素の固溶による二酸化物安定領域の拡大、Ca固溶による正方晶の立方晶への安定化効果を明らかにした。
須藤 彩子; Poznyak, I.*; 永江 勇二; 中桐 俊男; 倉田 正輝
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溶融コリウムの凝固プロセスに関する知見を得るため、模擬コリウムU-Zr-Gd-Oを用いた予備的な凝固試験を実施し、その溶融固化状況を観察した。模擬炉心溶融物材料として、wt.70%UO+30%ZrOに2%のGdO
を添加した粉末900gを、コールドクルーシブ誘導加熱炉に設置し、誘導材料として6gの金属Zrを添加後、空気中で溶融させた。固化後の試料は外観観察を行った後、試料の詳細な凝固生成物の分析のため、SEM/EDXでの元素分析を行った。また、様々な凝固条件下での溶融コリウムの性状評価のため、炉冷条件・徐冷条件2パターンの試験を行った。炉冷条件で行った試料(J1)は固化後4.8cmの高さとなり、試料下部は結晶化しており加熱中も溶融していなかったと推測できる。徐冷条件で行った試料(J2)に関しては、構造はJ1とおおよそ一致しているものの、上部クラスト真下に引け巣の形成が確認できた。この引け巣は遅い凝固速度での固化時に容積の収縮により形成したと考えられる。また、J1, J2両方の試料中で、Gdは試験後期で凝固した試料中央部に濃縮していることが明らかとなった。
高野 公秀; 小野澤 淳; 鈴木 美穂; 小畑 裕希
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故で生じたコリウム(燃料デブリ)取り出しに向けて、その性状を予測するために種々の手法・条件で模擬コリウムを実験室規模で作製して生成相、組織、機械特性等のデータ取得と整理を進めている。一方で原子力科学研究所の燃料試験施設には、米国TMI-2事故で生じた炉心溶融物の試料が保管されており、これを再度観察、分析することで模擬コリウムの模擬性を検証するために用いた。急冷及び徐冷条件で作製した模擬コリウムと、TMI-2の上部クラスト部(急冷)及び熔融プール部(徐冷)をそれぞれ比較した結果、急冷条件では緻密な立方晶単相組織ができやすいのに対し、徐冷条件では高ウラン濃度の立方晶と低ウラン濃度の正方晶がミクロンサイズに分離した組織ができやすいという共通の傾向を確認した。