2022年春の年会

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一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 502-1 原子炉材料,環境劣化,照射効果,評価・分析技術

[2J05-08] シビアアクシデント3

2022年3月17日(木) 14:45 〜 16:00 J会場

座長:大塚 哲平 (近大)

15:15 〜 15:30

[2J07] Zircaloy/SUSおよびInconel反応によるBWR構造物初期溶融反応実験

*伊藤 あゆみ1、安井 伸太郎1、小林 能直1、坂本 寛2、伊東 賢一3、平井 睦3、溝上 暢人3 (1. 東工大、2. NFD、3. 東電HD)

キーワード:福島第一原子力発電所事故、燃料集合体破損、Zircaloy4、SUS316、Inconel718

沸騰水型軽水炉(BWR)過酷事故炉心損傷事象におけるジルコニウム合金とステンレス鋼およびインコネルの溶融を伴う反応条件と形成組織の相関および反応機構を明らかにするために、予め酸化処理を施したZircaloy4とSUS316およびInconel718による拡散対反応実験を実施し、走査型電子顕微鏡とエネルギー分散型X線分析(SEM/EDS)による組織観察および粉末XRD分析による相同定を行った。