[1C01-03] 過酷事故1

[1C01] 沸騰水型軽水炉過酷事故における炉心溶融物の挙動

(1)メタル系，酸化物系溶融物によるステンレス鋼製構造物の破壊

*墨田 岳大¹、小林 能直¹、植田 滋²、中桐 俊男³ (1. 東京工業大学、2. 東北大学、3. 日本原子力研究開発機構)

キーワード：過酷事故、燃料デブリ取り出し、共晶溶融、原子炉材料、ステンレス鋼

福島原発などの，過酷事故(Severe Accident, SA)を起こしたBWRの廃止措置を進めるためには，SA時に生じる原子炉構成材料間の反応を把握する必要がある．事故が発生して炉心が過熱すると，初めに制御棒(B₄C)が，制御棒被覆管(ステンレス鋼，SS)との共晶溶融反応により，液化して溶融コリウムを形成して流下する．さらに温度が上昇すると，燃料棒(UO₂)が燃料棒被覆管(Zircaloy)との共晶溶融反応により，制御棒と同様に，炉心下部へ落下していく．SA時には，これら溶融コリウムが，SS製炉心下部構造物を損傷させたと考えられる．溶融コリウムには，制御棒由来のメタル系コリウム(SS-B₄C)と，燃料棒由来の酸化物系コリウム(UO₂-Zircaloy)，およびそれらの複合コリウムが考えられる．本研究では，メタル系コリウムを模擬したSS-B₄C系融体や，酸化物系コリウムを模擬したUO₂-Zr(O)系融体による，固相SSの破損挙動の評価を目的として，各融体中へのSS固相の浸漬試験を行った．