3号機ペデスタル移行デブリの熱が、ペデスタル液相水の蒸発とそれにより発生した蒸気の圧力抑制室(S/C)での凝縮によってS/C水に伝えられていた可能性をドライウェル(D/W)とS/Cの圧力履歴をもとに評価した。この結果、デブリは強く冷却されていたと推定された。

福島第一原子力発電所(1F)2号機では、ペデスタル内部の構造物が比較的健全であることから、原子炉圧力容器(RPV)からペデスタル内部に移行した燃料デブリは比較的低温であり、下部ヘッド内部では、燃料デブリ中の酸化物成分が溶融する温度に至っておらず、金属成分が中心に溶融していたと推定される。RPV破損を推定するには下部ヘッド溶融プールの熱的挙動の把握が必要であるが、固液混合溶融プールに着目した試験は少なく、実験データの拡充が不可欠となっている。本研究では、独・カールスルーエ工科大学におけるLIVE試験装置を用いて、溶融プール形成過程及び伝熱挙動に関する試験を実施した。固液混合状態においても対流がある程度発達し、RPV側部に最も熱的負荷がかかることが分かった。

福島第一原子力発電所の廃炉に伴い、炉心内部に残留するホウ素やホウ化物の定量分析、及びホウ素化合状態の同定が一つの重要な調査項目となっている。J-PARC/MLFにおいて純ホウ素や、ホウ化ジルコニウム,ホウ化鉄をはじめとしたホウ化物試料に中性子を照射し、発生した478keV即発ガンマ線を用いたホウ素定量精度について、中性子エネルギー依存性を利用した測定を行い、評価した。またホウ化物毎の即発ガンマ線のエネルギー幅を用いた化合物の同定可能性を調査した。金属,非金属ホウ化物ではそれらの即発ガンマ線ドップラー幅に顕著な違いが見られた一方で、ホウ化ジルコニウムとホウ化鉄では幅の違いが微小であった。ガンマ線エネルギースペクトル解析でこれら金属ホウ化物の違いを詳細に測定し評価した。また、試料スキャンにより模擬溶融燃料について、ホウ素分布の可視化を行った。

福島第一原子力発電所の廃炉に伴い、炉心内部に残留するホウ素やホウ化物の定量分析、及びホウ素化合状態の同定が一つの重要な調査項目となっている。J-PARC/MLFにおいて純ホウ素や、ホウ化ジルコニウム,ホウ化鉄をはじめとしたホウ化物試料に中性子を照射し、透過率測定並びに発生した478keV即発ガンマ線を用いたホウ素定量精度について、中性子エネルギー分析型測定を行い評価した。またホウ化物毎の即発ガンマ線のエネルギー幅を用いた化合物の同定可能性を調査した。金属,非金属ホウ化物ではそれらの即発ガンマ線ドップラー幅に顕著な違いが見られた一方で、ホウ化ジルコニウムとホウ化鉄では幅の違いが微小であった。ガンマ線エネルギースペクトル解析でこれら金属ホウ化物の違いを詳細に測定し評価した。最後に、エネルギー分析型二次元検出器を用いた二次元並びに三次元定量測定に向けた取り組みについて、現状の実験、解析結果を簡単に紹介する。

福島第一原子力発電所事故(1F)における炉内状況の把握に重要な要素として、粒子状の炭化ホウ素を内包した制御棒ブレードの炉心溶融時の振舞いが挙げられる。BWR炉心溶融時の挙動解明に資する目的で行われたCMMR試験(基本構成要素を模擬した模擬燃料集合体による破損試験)では、1F2号機の温度履歴を模擬し、超高温(最高温度部分で2,300$^{\circ}$C内外)まで加熱・保持した条件においても、試験体の一部にはホウ素含有物が存在することが確認されており、1Fの燃料デブリにもある程度のホウ素が含まれている可能性がある。炉内のホウ素含有物の分布は、燃料デブリの臨界性評価や取出し時の超高硬度物質への対処等の観点から重要課題であり、前記したCMMR試験体のホウ素含有物分布を精度良く測定することができれば、1F2号機等の推定精度を高めることに繋がる。本講演では、J-PARCのエネルギー分析型中性子イメージング装置(RADEN)で撮像した、CMMR試験体のホウ素含有物分布結果を紹介する。

MPS法による溶融物挙動解析、模擬溶融物流下実験、浮遊法による高温融体物性評価と、実機プラントデータ・事故進展解析等の分析から、福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定に取り組んでいる。一年目は基盤技術の整備等に取り組んだ。

福島第一原子力発電所2号機におけるRPVバウンダリー破損モードについて、これまでの解析評価や内部調査の結果などに基づいて検討し、考えられる3つのRPVバウンダリー破損モードを提示した。

ホウ素の分布は、福島第一原子力発電所(1F)炉内の燃料デブリにも相当量のホウ素が含まれていると推察されるため、臨界性評価や取出し時の超高硬度物質への対処などの観点から重要である。本講演では、J-PARCのエネルギー分解型中性子イメージング装置で撮像した、CMMR試験体のホウ素分布結果を紹介する。

CLADS英知事業において福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定に取り組んでおり、その一環として2・3号機における燃料デブリ状態に関するいくつかの重要な論点を整理している。すなわち、3号機でのペデスタル移行デブリによるMCCIの程度、あるいは2号機におけるペデスタル移行デブリの性状を考えると、プラント内部調査などの個々の要素間には現状知見による統一的な理解が困難な要素がいくつかある。これらは事故進展解明に係る中長期的課題であり、本英知事業はその解明に向けた一部と位置付けられる。本報告ではこれらの論点について報告する。

福島第一原子力発電所(1F)では廃炉作業の進捗とともに、高線量環境などの課題から取得が困難であった1$\sim$3号機原子炉格納容器(PCV)内から、サンプルが取得されるようになっている。このようなサンプルについて、日本原子力研究開発機構(JAEA)及び日本核燃料開発(NFD)のホットラボへ輸送し様々な分析を実施している。本報告では、サンプル中のウラン含有粒子の性状に着目したSEM, TEMを用いた分析の結果と、粒子生成メカニズムの推定に関する検討の結果を紹介する。

福島第一原子力発電所の解体作業では、溶融、再凝固した燃料棒等に含まれるホウ素分布を調査する必要がある。本研究では、中性子を用いたホウ素並びにホウ化物の空間分布測定技術開発を行った。ホウ素の中性子吸収に伴う即発ガンマ線を測定し、ホウ素量やその二次元分布を測定した。また、n(B,$\alpha$$\gamma$)反応における478keV$\gamma$線を用いて即発ガンマ線解析(PGAA)を行い、測定したピーク幅の情報から、特に溶融燃料棒やその周辺に存在することが予測されているZrBやFeBといったホウ化物が分離可能であることが測定結果から示唆された。J-PARC/MLFのNOBORU, RADENビームラインで行った測定と今後の課題、展望について報告、議論する。

福島第一原子力発電所(1F)からの燃料デブリ取出し工程の設計や取出し作業の安全な進捗に向けて、燃料デブリやその他の堆積物や破損物等の分析にニーズを有している課題を抽出し、課題解決に必要となる特性や事象に分解しとりまとめた。抽出した特性や事象について、それらの評価のために必要となる分析手法と取得できる知見について検討を行った。さらに、サンプル分析で得られる限定的なデータを用いて、燃料デブリの広い領域の評価につなげられるかについて予備的に検討した。

福島第一原子力発電所3号機の事故時に計測された圧力容器(RPV)及び格納容器(PCV)の圧力変化を再現する水蒸気と水素の発生履歴、及びRPVからの気相漏洩規模を、熱流力解析コードGOTHICを用いて逆算定した。第一段階としてADS作動前までのRPVとPCVの圧力履歴を再現するRPVからの漏洩面積を算定した結果、漏洩経路に依存せず高々1平方センチメートルと評価された。したがって、主要なスランピング時(13日12時頃)にはSRVのいくつかは開いていたと推定されるので、ガスは主にS/Cを経由したと考えられ、蒸気の有意な凝縮があることから、観測されたD/WやS/Cの圧力上昇を説明するためには水素のような非凝縮ガスの寄与が必要と考えられる。

燃料デブリの性状把握の一環として、格納容器内等で採取された試料の特性把握のため、SEM-WDSでの元素分析、放射線分析及び化学分析を実施した。測定結果から、号機による傾向の違いが確認された。

福島第一原子力発電所1$\sim$3号機では、燃料をはじめとする炉心物質の一部が原子炉圧力容器(RPV)を破ってペデスタル領域に落下した。圧力計, 水位計などのデータを総合的に分析し、炉心物質のペデスタルへの主要な落下時間を評価した結果、1号機は0.5hr以下、2号機は2.5hr程度、3号機は7hr程度と推定された。

福島第一原子力発電所3号機の事故時に計測された圧力容器(RPV)及び格納容器(PCV)の圧力変化を再現する水蒸気と水素の発生履歴、及びRPVからの気相漏洩規模を、熱流力解析コードGOTHICを用いて逆算定した。解析した期間は、炉内の水位が燃料有効部頂部(TAF)に到達してから、原子炉自動減圧システム(ADS)が作動して圧力容器(RPV)圧力が減少し始めるまでである。2011年3月13日6:30頃以降ADS作動までのRPVとPCVの圧力挙動からこの間RPVからPCVへの漏洩があったと考えられるが、この漏洩経路と漏洩面積を複数のシナリオについて評価したところ、漏洩面積は高々1cm$^{2}$程度と評価された。この面積は開状態のSRVの流路断面積に比べて大幅に小さく、ADS作動後の主な蒸気の流れはSRVから圧力抑制室(S/C)を経由したものであったと推定される。

福島第一原子力発電所1$\sim$3号機のPCV内からいくつかの放射性物質のサンプルを採取した。東京電力はこれらのサンプルの取得、分析施設への運搬を行うとともに、関係機関と共に詳細分析に取り組んでいる。SEMとTEMなどを用いて分析した結果、ウラン含有微粒子は、高温のコリウムから力学的プロセスによって分離されたと考えられるものと、蒸発およびその後の凝縮しことを示唆するものの2つのグループに分けられる。前者の粒子は、各号機の燃料デブリに共通な組成的特徴を有している可能性がある。両方のグループとも原子炉建屋内でのアルファ汚染(アクチニドによる)を引き起こす可能性がある。

レーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)を燃料デブリ内の金属ホウ化物や金属酸化物の材料硬度評価への応用を検討するためCMMR試験体を用いて、LIBS及び硬度計測を実施した。その結果、Zrの結合状態に由来するLIBS蛍光発光強度の変化が確認され、材料硬度評価手法への応用が示唆された。

福島第一原子力発電所2号機と3号機の炉心エネルギーの差、及びその下部プレナム移行デブリの冷却特性、圧力容器バウンダリー破損、デブリのペデスタル移行挙動に与える影響を評価した。

福島第一原子力発電所2号機の事故時の炉容器内の温度分布および雰囲気組成(H$_{2}$/H$_{2}$O比)をRELAP/SCDAPSIMコードにより評価した。また、炉心溶融時に生成したと推定される金属溶融物による炉心下部支持構造部を模擬した試験体の破損試験を実施した。これらの結果と別途原子力機構が実施した模擬燃料試験体のプラズマ加熱試験結果と併せ、事故時の溶融物移行挙動の評価を行った。

福島第一原子力発電所内部の状況把握のためには、以下のようなステップを踏んで知見を最大化することが必要である。ステップ1は1Fプラントデータの詳細分析、ステップ2はBWR特有の不確かさに焦点をあてた実験、ステップ3は得られている全ての情報を反映した事故進展の評価。ステップ1としては2号機, 3号機のプラントデータ詳細分析を行った。これにより両ユニットにおける事故進展の概要把握が進められ、この情報は多様なシビアアクシデント解析コードによる解析に反映された。ステップ2の洞察につながる情報を得るべくBWR炉心の一部を模擬した試験体をプラズマ加熱するシリーズ実験を実施した。これらにより酸化物燃料が溶融するまでの高温条件における炉心物質の溶融挙動のデータを得た。ステップ3においては2号機、3号機における炉心の熱エネルギーを比較した。

東京電力福島第一原子力発電所の事故時に、1号機及び3号機は減圧以前に炉心損傷が開始したと考えられるのに対し、2号機では減圧時には炉心は健全であり、水位が炉心下端(BAF)付近、あるいはそれ以下にある状態から炉心損傷が始まったと推定される。このような2号機特有の炉心損傷開始時の炉心の昇温挙動について、RELAP/SCDAPSIMコードによる解析結果をもとに分析した。

福島第一原子力発電所1号機の格納容器内から採取された試料の透過型電子顕微鏡による詳細分析を行った。TMI-2及びチェルノブイリ原子力発電所4号機でも確認されているUを多く含むc-(U,Zr)O$_{2}$及びZrを多く含むt-(Zr,U)O$_{2}$が検出された。

福島第一原子力発電所1号機格納容器の底部から採取した泥状の試料に対し、放射性固体微粒子に着目してSEMなどによる分析を実施した。

原子力機構では福島第一事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本報告では模擬試験体を用いて開発した加工技術とWDXによるB及びOの濃度分布について報告する。

原子力機構では、加熱技術及び試験後の分析技術の適用性を確認するため、BWR炉心の基本構成要素からなる模擬燃料集合体を製作し、プラズマ加熱試験(Phase II)を実施した。本報では、Phase II試験体のX線CT及び元素分析(EPMA及びLA-ICP-MS)の結果について報告する。

本研究では福島第一原子力発電所の安全な廃炉に寄与すべく、数値流体力学(Computational Fluid Dynamics, CFD)を用いて3号機内部の温度分布を再現し、東京電力の測定結果と比較することでデブリの位置を推定する。最適化ツールとCFDを組み合わせることで格納容器内部の最適な熱バランスを求める逆問題を解いていることが本研究の特徴である。

福島第一原子力発電所3号機においてはPCV圧力の上昇と低下が繰り返し生じている。このうち、早期の変化についてはベントによるものと考えられるが、その後の変化についてはベントではなく、PCV境界からの漏えいの顕著な増加とも考えられないものがある。本研究では各部の圧力計の測定データ相互の整合性を想定して暫定的な補正を加えた。この補正によってRPC, D/W及びS/Cの間の微妙な圧力差が見えるようになり、事故進展に係る情報が得られた。この知見に基づき、PCV圧力が自ら低下するメカニズムの可能性について報告する。

BWRにおけるシビアアクシデント時の炉心物質移動挙動の大きな不確かさに対処することをねらいとして、原子力機構は非移行型プラズマ加熱を用いた試験計画を進めている。予備的試験を経て、模擬燃料ロッド、制御ブレード、チャネルボックス、下部支持構造からなる試験体を加熱する試験を実施した。冷却後、制御ブレードとチャネルボックスの大部分は失われたが、ほとんどの燃料柱はそのまま立っていた。下部支持構造領域には金属成分からなると見られる溶融物の流下が確認された。これらの試験データは計画中のX線トモグラフィー測定データとともにBWR設計条件での炉心物質移動挙動に関する有効な情報を提供するものと思われる。

BWRにおけるシビアアクシデント時の炉心物質移動挙動の大きな不確かさに対処することをねらいとして、原子力機構は非移行型プラズマ加熱を用いた試験計画を進めている。予備的試験を経て、模擬燃料ロッド、制御ブレード、チャネルボックス、下部支持構造からなる試験体を加熱する試験を2回実施した。冷却後、制御ブレードとチャネルボックスの大部分は失われたが、ほとんどの燃料柱はそのまま立っていた。下部支持構造領域には金属成分からなると見られる溶融物の流下が確認された。これらの試験データは計画中のX線トモグラフィー測定データとともにBWR設計条件での炉心物質移動挙動に関する有効な情報を提供するものと思われる。

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。当該試験では、BWRの基本構成要素(燃料ロッド、チャネルボックス、制御棒ブレード、下部支持構造)を模擬した試験体を製作し、加熱試験を行う計画である。しかし、模擬燃料ペレットでUO$_{2}$-Zr系と疑似的状態図が類似しているジルコニア(ZrO$_{2}$)を用いるため、移行挙動を評価するには被覆管(Zr)に含まれる酸素量または内包される不純物量を比較する必要がある。そこで、我々はコンクリートの劣化診断などで広く使われている広範囲EPMA(WDX)に着目し、模擬燃料ペレットと被覆管のみを模擬した小規模試験体(Phase I)を対象に、酸素濃度分布及び内包される不純物(Mg, Hf)分布を測定し、その妥当性をXRF及び不活性ガス溶解法を用いた酸素の定量分析によるO/M比で評価した。

福島第一原子力発電所3号機の圧力データを補正し、より信頼性の高い圧力情報を得た。このようにして得た圧力情報により各部の圧力差の詳細が把握でき、事故進展挙動をより深く理解するためのヒントが得られた。

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けて、非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。非移行型プラズマ加熱は酸化物燃料が溶融するような高温条件の達成や連続的な加熱の実現性の観点で有望であるが、シビアアクシデントの実験研究分野への適用例はなく、その適用性を確認して試験技術を確立する必要があった。そこで機構では平成26年度に模擬燃料ロッドを主体とした小規模試験体(縦横約10cm$\times$高さ約20cm)をプラズマトーチで加熱する予備試験(Phase I)を行い、燃料の一部溶融を確認して本プラズマ加熱の基本的な適用性を確認した。

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けて、非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。非移行型プラズマ加熱は酸化物燃料が溶融するような高温条件の達成や連続的な加熱の実現性の観点で有望であるが、シビアアクシデントの実験研究分野への適用例はなく、その適用性を確認して試験技術を確立する必要があった。そこで機構では平成26年度に模擬燃料ロッドを主体とした小規模試験体(縦横約10cm$\times$高さ約20cm)をプラズマトーチで加熱する予備試験を行い、燃料の一部溶融を確認することなどにより、本プラズマ加熱の基本的な適用性を確認した。

BWR体系でのシビアアクシデント時の炉心物質移動挙動には大きな不確かさがある。この課題に対応するために、非透過型プラズマトーチを用いた新たな高温実験技術を開発中である。われわれは小規模試験体を用いた予備試験を実施し、試験対象物の溶融を実現した。試験体に対するX線トモグラフィーにより非破壊検査手法として過渡後の詳細な物質分布の状況を把握できることが示された。また過渡後の試験体に対し多様な測定手法を用いて対象物質の特性を調べた。これらの結果から目標とする試験への本技術の適用性について良好な見通しを得た。

EAGLE-1及び2における日本とカザフスタンの良好な研究協力の成果として、ナトリウム冷却高速炉(SFR)の開発開始当初から半世紀以上にわたり主要安全課題となっている再臨界問題の解決が可能であることが示された。また、SFRの安全研究のための試験技術と施設が整備された。2014年から原子力機構はフランスとのASTRID協力に参加しており、シビアアクシデント対策の検討がその一つの重要課題となっている。EAGLE-1及び2の成果は、ASTRIDのシビアクシデント研究にも活用される。EAGLE-3は2015年初めから開始されており、そのテーマは、炉心損傷の後段過程における核的事故終息後の物質再配置と冷却に移っている。今後5年程度の間に一連の炉外及び炉内試験が実施される予定である。

BWRシビアアクシデント時の炉心物質移動挙動に関わる試験ニーズを既存の試験データベースに基づいて検討した。この結果、溶融炉心物質が当初の炉心部から下部プレナムに移行するフェーズがBWR特有の構造に依存すると考えられるものの、極めて限定的な既存の試験データでは不十分であり、このような移行過程のより良い理解のためには将来的な試験研究が必要であるとの認識を得た。

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時に生じる溶融炉心物質の流出挙動に関わる試験データベースを拡充するため、燃料集合体を溶融・流出させた炉内試験体を対象に試験後検査を実施し、溶融炉心物質の流出量、燃料とスティール成分の分布等に関わるデータを取得した。

「常陽」に対して評価された炉心損傷カテゴリーのうち、リスク評価上の重要度が大きいと評価されたUTOP(Unprotected Transient Overpower)事象について炉心損傷の事象推移を評価した。初期過程では出力バーストが生じないことを確認し、損傷拡大の過程においても厳しい出力バーストには至りにくいとの結果を得た。

ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故の影響緩和方策として、炉心から流出した燃料を微粒化させ、炉容器下部プレナムの受皿で保持することが検討されている。本研究では、10kg程度の溶融アルミナをナトリウム中へ流出させる試験を行い、液柱状の溶融アルミナが微粒化によって崩壊するまでの距離を測定した。

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故(CDA)の影響緩和方策として、溶融燃料の炉心外への流出を促進する内部ダクト付き燃料集合体の導入が検討されている。本発表ではナトリウム炉外試験及び炉内試験の結果をもとに、溶融燃料を上向きに流出させる設計方策の有効性について説明する。

「常陽」に対して評価された炉心損傷カテゴリのうち、相対的寄与割合の大きなUTOP(Unprotected Transient Overpower)事象について、炉心損傷の初期過程を評価した。過出力によって少数の炉心燃料集合体において燃料破損が生じると、破損後の燃料の軸方向移動によって出力は低下し、初期過程では出力バーストを生じないことを確認した。

「常陽」における確率論的安全評価(PSA)において、レベル2以降のPSAの評価対象事象を選定するため、炉心損傷に至る可能性のある事象の発生頻度が高いATWS(Anticipated Transient Without Scram)事象及びPLOHS(Protected Loss of Heat Sink)事象について、成功基準の詳細化を行うとともに、それぞれ動特性解析及び自然循環解析等を実施し、炉心損傷頻度を評価した。その結果、全炉心損傷頻度が十分に低く抑制されていることを確認するとともに、全炉心損傷頻度に占める各炉心損傷カテゴリの相対的な寄与割合は、UTOP(Unprotected Transient Over Power)事象が最も大きくなる結果を得た。

炉停止失敗事象の代表事象としてULOF(Unprotected Loss of Flow)他を選定し、起因過程イベントツリーを構築した。各イベントツリーのヘディングにかかわる最新知見を整理し、レベル2PSA実施の技術基盤として整備した。

高速実験炉「常陽」では、高速炉のPSA実践例を蓄積するとともに、保安活動の一環としてPSAを実施している。本報では、「常陽」の代表的な事故の周辺環境へのリスクを定量化するためのレベル2以降のPSAの実施計画について報告する。「常陽」におけるレベル2以降のPSAは、保安活動に資するデータを合理的かつ効率的に得るため、発生頻度のスクリーニング基準を10$^{-7}$/炉年として評価対象事象を選定した。評価対象事象(炉心損傷に至る可能性のある事象)の頻度の合計は4.6$\times$10$^{-6}$/炉年であり、レベル1PSAで求めた「常陽」の炉心損傷に至る可能性のある事象の大部分を占めている。また、評価対象事象の事故カテゴリーはULOF, UTOP, PLOHSであり、各事故カテゴリーについてイベントツリーを作成し、プラント動特性解析コード(Mimir-N2),起因過程解析コード(SAS4A),熱流動解析コード(AQUA)等により解析する計画とした。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉停止失敗事象の代表的な事象であるULOF事象の遷移過程の解析を実施し、事象推移に影響を与える支配的な因子を摘出するとともに、既往知見の体系的整理を行い、イベントツリー構築のための技術的根拠を整備した。

FBR実用化に向けて、炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るために、EAGLEプロジェクトを進めた。EAGLEプロジェクトは、FBRの炉心損傷事故を想定しても、溶融した燃料が早期に炉心外に流出することにより、再臨界問題の排除が可能であることを示すことを目的としている。本プロジェクトの最終段階の炉内総合試験(約8kgの燃料溶融を実現)の1回目について、過渡計測データに基づく分析結果を報告する。

水素化物制御材を用いた炉心の安全性について、設計基準事象及び設計基準を超えた代表的な事象を摘出し、このような事象における過渡時の応答特性を評価した。これにより、特段の悪影響はないとの見通しを得た。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉停止失敗事象の代表的な事象であるULOF事象の起因過程の解析を実施し、事象推移に影響を与える支配的な現象を摘出した。

ナトリウム冷却高速炉のレベル2PSAの技術開発において、レベル2PSAの現象論的イベントツリーの構築と分岐確率の設定の際に重要な技術的根拠の整備を進めている。イベントツリーの構築にあたり、事象推移に影響を与える支配的な因子を摘出することを目的として、支配炉停止失敗事象の代表的な事象である流量喪失時反応度抑制機能喪失(ULOF: unprotected loss-of-flow)事象の遷移過程についてSIMMER-IIIコードを用いて感度解析を実施した結果を報告する。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉心物質再配置過程の解析手法及び格納容器内事象の解析手法を新たに開発するとともに、レベル2PSAに必要な技術的根拠を整備する。

3次元安全解析コードSIMMER-IVによって、従来の2次元解析では取り扱えなかった実際の集合体配位を適切に模擬できると同時に、崩壊炉心物質の3次元的な運動を現実的に評価できることを確認した。また、制御棒案内管の冷却効果が燃料凝集による再臨界発生を抑制させる可能性を示した。

水素化物中性子吸収材を制御棒要素に採用したナトリウム冷却酸化物燃料の高速炉炉心を対象として、設計基準事象及び設計基準外事象の代表的なものを選定し、各事象における水素化物中性子吸収材要素の過渡時温度変化を求めた。これより、水素化物中性子吸収材の安定性が問題となる領域を把握し、従来概念(B$_{4}$C制御棒使用)と比べた安全特性への影響を検討した。

FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。IGRを用いた第1回目の炉内総合試験(ID1試験)について、溶融炉心を模擬した燃料/スティール混合プール内及びプールに接する構造材壁への伝熱挙動を解析モデルにより評価した。その結果、燃料エンタルピの増加とともに構造材壁への伝熱は大きくなり、特にソリダス条件以上では極めて高い伝熱となり、構造材壁破損時の平均エンタルピはソリダスとリキダスのほぼ中間にあたる、との評価結果を得た。

原子力機構とカザフ国立原子力センターとの協力関係の下、2006年8月までにEAGLE炉内外試験計画が遂行された。これらの試験の目的は、(1)ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時の再臨界問題を排除するために導入された設計概念の有効性を実証すること、及び、(2)炉心領域から溶融炉心物質が早期に流出し周辺ナトリウム領域に再配置する過程の基礎的な知見を得ることである。最終段階の炉内試験は、排出ダクト付き燃料集合体の設計概念に対応する構造が試験体内に設けられ、事故条件を適切に模擬した条件下で実施された。これらの試験を行った結果、燃料-スティール混合プールの生成からダクトを通じた溶融燃料の流出に至る一連の過程を観察することに成功した。主要試験結果はFaCTのレファレンス設計に対するULOF解析評価の妥当性を支持し、再臨界問題の排除が可能であることを予測するものである。

FBRの実用化に向けての炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。炉内試験の試験体内に設置した検出器と、IGR炉出力測定用の検出器の2種類の中性子検出器の信号を分析し、溶融した燃料の移動情報が含まれているとの見通しを得た。また、炉出力測定用の検出器信号に試験燃料の移動による影響が現れていることを確認し、燃料移動測定の基礎的な知見が得られた。

FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。EAGLEプロジェクトは、FBRの炉心損傷事故を想定しても、溶融した燃料が早期に炉心外に流出することにより、再臨界問題の排除が可能であることを示すことを目的とし、試験炉IGR及び炉外試験施設等を用いた試験研究を進めてきた。IGR炉内試験においては、約8kgの燃料溶融を実現して経路(初期にナトリウムを内包)を通じた燃料流出挙動を観察するIGR炉内総合試験の2回目を実施した。本報では測定データの概略評価結果を報告する。2回目の炉内総合試験により投入エネルギーが比較的小さい場合の燃料流出特性を調べた結果、1回目の試験の結果と比較して壁破損タイミングがやや遅れ、燃料流出が間欠的に生じた。今後の試験体分解観察により、試験後の物質分布と流出量を明らかにする。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉心物質再配置過程の解析手法及び格納容器内事象の解析手法を新たに開発するとともに、レベル2PSAに必要な技術的根拠を整備する。本発表は4件のシリーズ発表の一部として概要とスコープを紹介するものである。

FBR実用化に向けて、炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るために、EAGLEプロジェクトを進めている。EAGLEプロジェクトは、FBRの炉心損傷事故を想定しても、溶融した燃料が早期に炉心外に流出することにより、再臨界問題の排除が可能であることを示すことを目的としている。本プロジェクトの最終段階の炉内総合試験(約8kgの燃料溶融を実現)の1回目を実施したので、過渡計測データに基づく分析結果を報告する。得られたデータは、ナトリウムを内包する流出経路の壁(ステンレス・スティール製)が溶融燃料から与えられる熱によって早期(燃料溶融後1秒程度)に破損すること、及び溶融燃料-経路間の壁破損時圧力差が小さい条件(0.03MPa程度)であっても、経路を通じた下方への流出が早期かつ顕著に生じることを示唆している。本試験データは、今後実施する2回目の試験データと併せて、実機評価の妥当性確認に活用される。

高速炉の炉心崩壊事故時における溶融燃料の流出挙動解明は、事故影響評価の観点で重要である。溶融燃料は冷却材流路に流入し炉心領域外へと向かうが、この流出経路には冷却材ナトリウムが存在するため、燃料は構造壁とナトリウム双方に冷却される。一方で、燃料からの伝熱による冷却材蒸発によって流路がボイド化するため、流出燃料量とボイド領域の関係を把握することは、流出経路における燃料熱損失評価の観点で重要である。本研究では、EAGLEプロジェクトの一環として冷却材ボイド拡大挙動を把握するため、溶融した低融点合金を水流路に放出させる可視化試験を下方向への流出経路の長さの影響に着目して実施した。その結果、冷却材ボイドは融体流出に伴って2.5m程度の長さ(実機条件相当)の流出経路でも拡大すること、及び拡大後のボイド境界は流出経路出口付近に形成されることを確認した。本試験データは分析評価を行い、ナトリウムを用いたEAGLE炉外試験等の比較を通じて、実機での現象予測に活用される。

高速炉の炉心崩壊事故時における溶融燃料の流出挙動解明は、事故影響評価の観点で重要である。溶融燃料は冷却材流路に流入し炉心領域外へと向かうが、この流出経路には冷却材ナトリウムが存在するため、燃料は構造壁とナトリウム双方に冷却される。一方で、燃料からの伝熱による冷却材蒸発によって流路がボイド化するため、流出燃料量とボイド領域の関係を把握することは、流出経路における溶融燃料の熱損失評価の観点で重要である。そこで、本研究では、燃料模擬物質として低融点合金を、冷却材模擬物質として水を用いた試験結果に基づき、投入された融体熱量とボイド領域拡大の関係を定量化し、ナトリウムを用いた試験結果を分析した。その結果、溶融燃料の初期流出過程にて冷却材流路は全長に渡ってボイド化し、主たる燃料流出過程はボイド化した流路内で生じるため、燃料の熱損失は構造材との伝熱が支配的であるという結論を得た。

日本の高速増殖炉技術を継承,発展させたナトリウム冷却ループ型高速炉の設計研究が進められている。本プラントの特長は、原子炉構造のコンパクト化,ポンプ組込型中間熱交換器,ループ数削減,配管短縮等の革新技術を採用することにより、優れた経済性を有している。また、常陽,もんじゅ及び実証炉計画での技術の継承・発展できることより、確度の高い技術的実現性が見通せている。さらに、ナトリウムの特性を活かした高温・低圧システムであり、自然循環での崩壊熱除去が可能であることから、優れた安全性を有している。本発表では、本プラントの概要及び革新技術に関する要素技術開発の成果の概要を説明する。

FBRの再臨界問題排除を目指したEAGLEプロジェクトでは、溶融炉心物質の炉心外への流出開始条件に焦点を当てた炉内中規模試験(WF試験)を実施した。本試験の測定データの分析評価を行った結果、溶融燃料から流出経路壁を模擬した構造材壁への熱流束は極めて大きく、従来の解析モデルの予想を大きく上回る伝熱促進メカニズムが早期の流出経路壁破損をもたらしているとの結論を得た。

再臨界問題排除の技術的見通しを得るためのEAGLEプロジェクト炉外試験シリーズにおいて、燃料模擬物質のアルミナをナトリウム流路中へ流出させる試験を実施した。その結果、ナトリウムが存在する条件でも燃料模擬物質が速やかに流出することが確認できた。

FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るためのEAGLEプロジェクトを進めている。IGRを用いた炉内大規模ドライ試験(FD試験)を実施し測定データの概略評価を行った結果、相当量の試験燃料が溶融後早期にダクト構造を通じて流出したと推定された。

拡散律速による蒸発/凝縮挙動及び大気泡界面を扱うモデルを導入したSIMMER-IIIコードを既存の炉心安全性試験及び実機解析に適用し、安全評価上のモデルの特性を把握した。また、実機条件のように急速に蒸気泡が成長する状況では、非凝縮性ガスによる凝縮抑制効果は著しい影響を与えないことが示された。

欧米からは遠い国である日本。そこで起きた福島第一原子力発電所の事故はまたたく間に世界中の国々に伝えられ、爆発の映像は各国で繰り返し放映された。この事故は原子力政策をめぐってさまざまな議論を巻き起こしたが、米国やフランスが原子力推進姿勢を堅持する一方で、ドイツやイタリアは原子力からの撤退を明確にするなど、各国の現実的な対応は分かれた。本稿では国際機関やフランス,米国などを中心に、同事故への対応や動向を紹介する。

液体金属高速炉の低エネルギー損傷炉心における炉心物質の流動性をモデル化するため、固体粒子が支配的な多相流の運動挙動について研究を行った。ダム堰崩壊実験及び気泡可視化実験の2つのシリーズの実験を行うとともに、実験の数値シミュレーションにより高速炉安全解析コードSIMMER-IIIの流体力学モデルについて検証した。実験解析から、SIMMER-IIIは粒子ジャミングモデルのモデルパラメータの調整によって固体粒子間の相互作用の多相流挙動への影響をある程度模擬できることがわかった。広範な流れ条件において固体粒子間の相互作用を適切に表すためには、より一般化されたモデルを用いてSIMMER-IIIを改良する必要がある。

ナトリウム冷却高速増殖炉での炉心崩壊事故では、溶融炉心物質の一部が冷却材流路等を通じて炉心外へ流出する。溶融炉心物質との混合によって冷却材が急速に蒸発し、流路内から液相冷却材が排除されると、その後に流路内へ流入する溶融炉心物質の固化閉塞が生じ難くなる。このような特性は、溶融炉心物質の炉心外への早期流出を促進し、厳しい再臨界に至る可能性を低減する。本研究では、模擬物質として低融点合金と水を用い、実機相当以上の長さを有する冷却材流路を通じた融体流出試験を実施した。その結果、融体流入初期に冷却材の一部が蒸発し、下部プレナムとの接続部付近まで蒸気が拡大することで流出経路全体がボイド化することが示された。さらに、冷却材ボイド領域の拡大開始条件は融体熱量と冷却材の顕熱比並びに冷却材の加熱領域高さにて整理できること、並びに、冷却材ボイド領域の拡大過程での熱収支評価に際しては、流路壁面への膜状凝縮熱伝達を考慮する必要があることが明らかになった。これらの知見を酸化物融体とナトリウムを用いた試験結果に適用したうえで、実機条件における流出経路のボイド領域拡大挙動について考察した。

高速原型炉「もんじゅ」の当初安全審査では、「技術的には起こるとは考えられない事象」の一つである「1次冷却材流量減少時反応度抑制機能喪失事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)」の評価を行い、発生する機械的エネルギーが大気圧までの等エントロピー膨張ポテンシャルで約380MJになるとの結論を得ていた。一方、「もんじゅ」は平成7年の2次系ナトリウム漏洩事故以来、10年以上の間プラント停止状態が続いており、この停止期間の間に核分裂性プルトニウムの一部が壊変によりアメリシウムに変わることによって、炉心の反応度特性が変化している。本研究はプルトニウム組成の変化による反応度特性の変化が発生エネルギーに与える影響を評価する目的で、ULOF事象の事象推移解析を行ったものである。ULOF事象推移解析においては、原安全審査以後に行われた安全研究によって得られた新たな知見を反映した解析を行った結果、反応度特性の変化を考慮しても、原申請における解析から得られた機械的エネルギー放出値を超えることはないとの結論を得た。

液体金属高速炉の低エネルギー損傷炉心における炉心物質の流動性をモデル化するため、液体プール中における固体粒子層の圧力過渡に対する運動挙動について研究を行った。圧力源として加圧窒素を用い、初期圧力,固体粒子層高さ,固体粒子タイプをパラメータとした一連の実験とともに、高速炉安全解析コードSIMMER-IIIを用いた数値シミュレーションを実施した。SIMMER-IIIコードを用いた実験解析の結果は、本コードの物理モデルや手法が実験で観察された固相の割合が高い多相流の過渡挙動を適切に表現できることを示した。多相流における固体粒子相の過渡挙動を取り扱ううえで重要なSIMMER-IIIのモデルの妥当性についても議論した。

FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である、炉心損傷時における再臨界問題の排除に技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。カザフスタン共和国の試験炉IGRを用いて炉内中規模試験(WF試験)を実施し、肉厚3mmのスティール製壁構造の溶融燃料プール接触による破損挙動を調べた。試験の結果、壁の背後にナトリウムが在る場合とない場合との間の壁破損時間の差は1秒未満程度であることがわかった。過渡伝熱計算に基づき壁表面温度履歴の分析を行った結果、ナトリウムで冷やされた壁が早期に破損する現象は、燃料プールから壁に向かう20MW/m$^{2}$もの高い熱流束の存在の結果として生じたことがわかった。

炉心崩壊事故の遷移過程解析のため、2次元SIMMER-IIIコードをもとに3次元炉心安全解析コードSIMMER-IVの開発が行われた。また、世界で初めてSIMMER-IVを小型ナトリウム冷却高速炉に適用し、遷移過程の初期段階における事象推移を明らかにすることを試みた。このSIMMER-IVによる解析は、制御棒案内管の存在を無視したSIMMER-IIIによる2次元解析の場合と比較された。従来シナリオは比較的早期に高い流動性を持つ燃料プールが形成されていたが、3次元的な物質配位を考慮した本解析により、それは非現実的であり、遷移過程の初期段階では崩壊炉心は低流動性を保つ傾向があることが示された。

拡散律速による蒸発／凝縮挙動および大気泡界面を扱うモデルを導入したSIMMER-IIIコードを既存の炉心安全性試験および実機解析に適用し、安全評価上のモデルの特性を把握した。また、実機条件のように急速に蒸気泡が成長する状況では、非凝縮性ガスによる凝縮抑制効果は著しい影響を与えないことが示された。

炉心損傷事故時に生ずる多成分・多相流の複雑な熱流動現象に対する数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、原子炉の安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。本共同研究では、多成分系での相変化現象に対する安全解析コードの適用性を向上するため、非凝縮性ガス成分を含んだ蒸気泡の過渡的な凝縮挙動に対する物理モデルの開発と実験的研究を実施した。さらに、実験解析を通じて開発モデルの基本的な妥当性を確認するとともに、実機条件下での蒸気泡の凝縮挙動に対する高速炉安全解析コードの適用性について検討した。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、溶融燃料/スティール混合物による沸騰プールを形成する可能性がある。このような沸騰プールの安定性に関する研究は事象推移に大きな影響を与えるため非常に重要であるが、実物質を用いた炉内試験はかなり限られている。そこで、CABRI-RAFT試験計画(1997年$\sim$2002年)のTPA2試験は、炉心物質の沸騰プール挙動を支配する燃料-スティール間熱伝達特性を調べる目的で、仏国IRSNとの共同研究として2001年にCABRI炉で実施された。試験では、12.3\%濃縮度のUO$_{2}$新燃料ペレットにステンレス・スティール球を埋め込んだテストカプセルを使用し、予熱段階を経て、燃料溶融およびスティール蒸発を生ずる過出力を印加した。過渡中に観察されたスティール蒸気の圧力発生挙動は極めて弱く、燃料-スティール間熱伝達を抑制するメカニズムの存在が示唆された。詳細な試験データ評価により、スティール球表面で生成されたスティール蒸気がスティール球自身を覆い、溶融燃料との接触を阻害するという現象が推定された。この蒸気のブランケッティング挙動が燃料-スティール間熱伝達を抑制するメカニズムであると考えられる。多相多成分熱流動解析コードSIMMER-IIIを用いて解析を実施した結果、熱伝達係数を特別に低下させることによって、試験で起きた圧力上昇および沸騰プール挙動をよく再現できた。

要旨

多成分多相流の熱流動現象に対する高速炉安全解析コードSIMMER-IIIの適用性を検証するため，非凝縮性ガスを伴う比較的大きな蒸気泡の過渡凝縮挙動について実験的知見を得るとともに，実験解析により同コードの妥当性を確認した。

TPA2試験は炉心損傷事故時の沸騰プールにおける燃料とスティールとの伝熱特性を調べることを目的として、カバーガス空間を設けたカプセル内にスティール球を内部に配した燃料ペレットにパルス過出力を印加させ、スティール蒸気の発生を実現させた。試験データ及び解析評価より、沸騰プール内伝熱は従来評価より小さく、その原因の一つとしてスティール周りの蒸気泡が伝熱を阻害したことが考えられる。また、浮力によりスティールは液体燃料内を浮上・分離することが推定された。

実用化戦略調査研究フェーズ2において、平成15年度に実施したナトリウム冷却炉の再臨界回避方策に関する検討結果を示す。ナトリウム冷却大型炉及び中型炉について、炉心燃料設計及びプラント設計との整合性に配慮しつつ、再臨界回避方策として有望な概念を構築することを目的とし、これらの炉心を対象とした炉心流量減少時炉停止失敗事象の炉内終息性に関する諸検討を実施して以下の結果を得た。遷移過程での燃料流出促進策として提案されているABLE概念の有効性について解析評価を実施した結果、ラッパ管溶融に先行した燃料流出が実現できない見通しであることが分かった。一方、FAIDUS概念については、燃料流出見通しはあるものの、炉心性能等への影響が大きいことから、改良概念を提示し予備的な評価によりその性能見通しを示した。原子炉容器底部で多量の燃料の保持冷却を確保するための課題を軽減する観点から、炉心部での事故後の損傷炉心物質の保持・冷却が重要であり、ナトリウムのもつ高い冷却能力を考慮した評価を今後定量化していくことによって炉内終息が達成できる可能性があることを示した。 FAIDUS及びABLEを対象とした現時点までの解析評価による情報等に基づいて、今後検討が必要となる可能性のある試験課題とその実施方法を例示した。金属燃料炉心については、出口温度を550$^{\circ}C$、ボイド反応度を8ドル以下とした中型炉を対象とした起因過程解析を実施し、即発臨界には至らずマイルドに推移する結果を得た。起因過程末期から遷移過程にかけての挙動については不確かさが大きいが再臨界が回避される可能性が示されると共に、仮に遷移過程で燃料プールが形成される状況を想定しても、MOX燃料と比較して緩慢な推移を示すことが示された。

炉心損傷事故時に生ずる多成分・多相流の複雑な熱流動現象に対する数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、原子炉の安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。本共同研究では、多成分系での相変化現象に対する安全解析コードの適用性を向上するため、非凝縮性ガス成分を含んだ蒸気泡の過渡的な凝縮挙動に対する物理モデルの開発と実験的研究を実施する。本年度は、窒素を混合した水蒸気を用いた実験を行い、凝縮を伴わない比較的大きな気泡の過渡挙動について実験データを得た。また、高速炉安全解析コードを用いた実験解析を実施し、その妥当性について議論した。

CABRI-2プログラムでは、Phenix炉で照射された中空/中実燃料を用いて、制御棒引き抜き事象に相当する緩慢な過出力型条件、及びシビアアクシデントの一つであるULOF(Unprotected Loss of Flow)型の過渡条件での試験を実施した。これらの試験からは、燃料条件や過渡条件に応じた破損/非破損データが得られ、これと既存CABRI試験やその他の実験的情報、さらには解析評価からの知見を総合することにより、高速炉燃料の過渡条件下での挙動、及び破損限界に係わる知見をまとめた。

炉心損傷事故時に生ずる多成分・多相流の複雑な熱流動現象に対する数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、原子炉の安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。本共同研究では、多成分系での相変化現象に対する安全解析コードの適用性を向上するため、非凝縮性ガス成分を含んだ蒸気泡の過渡的な凝縮挙動に対する物理モデルの開発と実験的研究を実施する。本年度は、非凝縮性ガスを用いた予備的な実験を行い、凝縮を伴わないラージスケール気泡の過渡挙動について基礎的な実験データを得た。また、ラージスケール気泡を扱うことのできるマルチスケール流動様式モデルを新たに高速炉安全解析コードに提案し、予備試験結果の解析に適用することに成功した。

CABRI-RAFT計画のLTX試験は、SCARABIX燃料を用い高速炉のTUCOP(Transient Under-Cooling Over-Power)型過渡条件下における燃料ピンの破損メカニズム、ピン内燃料移動、及び破損後燃料移動挙動を解明することを目的として、2000年3月に実施された。本試験における過渡は、冷却材流量減少によって開始し、フィッサイル頂部における冷却材平均温度が、サブクール度を保つべく予め設定された条件に達した時点で過出力が印加された。本試験では、燃料溶融に至る前の早期の燃料ピン破損が生じた。この早期の被覆管破損は多分に顕著なピン湾曲に起因した局所的な高温化によるものと考えられる。被覆管の破損によってピン内からの急速なガス放出が生じ、冷却材流路のボイド化を生じた。その後、溶融燃料の放出が生じ、徐々に冷却材流路中での軸方向移動を生じた。本研究では、SAS4Aコードを用いた解析によりLTX試験の解釈を行った。もともとのSAS4Aコードはこのような早期破損条件に適合したものではないが、被覆管の破損時間と位置を入力条件によって指定するとともに、溶融燃料放出や燃料崩壊について適切な判定条件を選定することで、破損後の全般的な挙動を妥当に模擬できた。本評価によってガス放出挙動がより明確に把握でき、その燃料溶融拡大や燃料移動への影響をも良く理解することができた。なお、本試験における早期破損メカニズムそのものは実機における代表性を有するものではないと考えられるが、早期破損を境界条件とした場合のその後の燃料溶融拡大や燃料・移動挙動については実機評価に有効なデータである。

CABRI-RAFT計画LTX試験はピーク燃焼度6.4\%の中空燃料を用いて、燃料ピンの破損メカニズム,ピン内燃料移動、及び破損後燃料移動挙動を解明することを目的としている。過渡の試験条件は、同様の燃料ピンを用いたLT4試験と同様の試験条件としており、両試験は効果的な比較が可能である。同種の燃料ピンの高いPCMI緩和ポテンシャルを示したLT4試験とは対照的に、LTX試験では、燃料溶融に至る前の早期の燃料ピン破損が生じた。本研究では、燃料ピンの破損メカニズムを明らかにするために、試験データの評価、及びPAPAS-2Sコードを用いた解析を通じ、LTX試験の燃料ピンの破損に至るまでの解釈を行った。PAPAS-2Sコードによる解析結果は燃料溶融等の熱的条件を十分に模擬している。また、詳細な試験データ評価により、LT4試験に比べて早期に発生した燃料ピン破損は基本的には被覆管の局所的な高温化によることが分かった。このような高温条件では、プレナムガス程度の機械的負荷でも破損を説明し得る。一方、過渡時の燃料スウェリングによるPCMI負荷は顕著なものではなく、例え観測された早期ピン破損に寄与していたとしても、その効果は限定的なものであると考えられる。

CABRI-RAFT計画のRB1及びRB2試験は燃料溶融に至る過出力条件における、ピン破損の影響を解明することを目的としている。これらの試験では、特殊な技術を用いて燃料溶融と被覆管の貫通破損を実現した。RB1 試験では、少量の燃料溶融条件下での溶融燃料放出の抑制を確認するとともに、一方のRB2試験では、溶融燃料放出挙動に関する情報を得るため、大量の燃料溶融条件とした。本研究では、RB1,RB2試験データの詳細な分析及びPAPAS-2Sコードによる解析評価を実施し、これらに基づいて試験結果の解釈を行った。本研究を通じて、低スミア密度燃料では、スリット型の被覆管破損を想定しても軽微な燃料溶融の範囲では、溶融燃料の放出は抑制されることが示された。一方、大量の燃料溶融により、溶融キヤビテイ外側の固相燃料殼の薄い条件では、溶融燃料の放出を生じ得ることも明らかにした。しかしながら、低スミア密度燃料では、高スミア密度燃料と比較すると溶融燃料の放出速度も緩慢となることがわかった。また、両試験では、溶融燃料の放出前に、既にかなりのDN先行核が冷却材流洛中へ移行しており、これは、DN信号による異常検知性を評価する上で有効なデータである。

CABRILT4試験は、中空燃料のULOF(Unprotected Loss of Flow)事故時の挙動研究を目的として1997年3月11日に実施された。本試験では、燃料ピンが過渡中に破損し、破損部からの溶融燃料の放出と、これに伴う冷却材流路のボイド化、及びボイド化流路中での燃料分散が観測された。本試験の破損後挙動評価にSAS4Aコードを適用した。これにより、試験結果に対する現象論的理解が大きく深められた。また、中空燃料を用いた本試験での高いエネルギー破損条件における破損後挙動に対するSAS4Aモデルの基本的適用性を確認した。さらに、本試験に用いた燃料ではガス・プレナムからの急速なガス放出が溶融燃料の放出挙動に影響を与えていることが認識された。この効果は燃料分散を加速する。したがって、燃料設計に依存し、溶融燃料放出と分散の挙動をより正確に評価するためには、プレナム・ガス放出の影響を慎重に考慮する必要がある。

高速増殖炉のULOF(Unprotected Loss of Flow)事故を模擬したCABRI-FASTLT1試験では、過渡中の早期の段階でピン破損を生じた。この時点での燃料へのエネルギー投入は極めて小さく、燃料は未溶融と考えられる。ピン破損後は急速なガス放出と見られる冷却材応答が観測され、流路はボイド化した。このボイド化の後、燃料は連続的に崩壊し軸方向に移動した。本研究ではSAS4Aコードを用いた解析を実施し、その結果を参考にして本試験の解釈を行った。オリジナルSAS4Aコードのモデルは、本試験のような燃料ピン早期破損時の破損後挙動評価には十分に対応したものではないが、本試験の状況を反映した特殊な取扱いを導 入することにより、破損後の挙動を適正に模擬することができた。この研究を通じて、早期破損ピンからのガス放出挙動及びその後の挙動へのガス放出の影響が明らかになった。また、必要なモデル変更を前提として、SAS4Aコードによる燃料ピン早期破損からの挙動模擬のポテンシャルを示した。

欧州で研究開発が進められている加速器駆動システム(ADS)の安全特性の評価の一環として、従来の高速炉用に開発された安全解析コードSIMMER-IIIを未臨界のADSへ適用するための種々の整備を行った。核計算部では、未臨界の初期条件及び強い外部中性子源の取り扱いが不可欠である。また、熱流動に関しては、重金属冷却材に対する適用性(熱物性、状態方程式、気液間運動量交換関数等)がポイントである。さらに、現在FZKで3次元コードSIMMER-IVに核計算部(THREEDANT)を組み込んでいるところでもあり、ADSへの適用研究に必要であることが述べられた。本論文では、ADSへの適用計算を通じて本コードの適用性を評価するとともに、ADSにおける安全上の特性を把握できたことが記述されている。ADSは現在の機構の研究業務に含まれないが、本論文は機構のコードの適用研究であり、JNC-FZK/CEA協力の成果が従来の高速炉以外の分野にも広く適用

CABRI-FAST炉内試験計画(1992$\sim$1995年に過渡試験を実施)の中で実施されたEFM1試験は,本計画の主要課題の一つである「破損後の継続した燃料加熱条件下での燃料分散挙動の解明」を主要な目的としたものである。本研究では,このEFM1試験の中性子ホドスコープによる過渡中の燃料移動データや各部の温度計,出入口流量計等の過渡時データ,及び過渡後の破壊・非破壊検査等のデータを詳細に分析し,本試験における燃料崩壊・分解・固化といった一連の物理現象の全体的推移を明確化した。その結果,燃料の軸方向移動を支配する燃料可動性は燃料エネルギーに強く依存し,緩慢な加熱条件下では可動性が増大する過程でのローカルは移動が生じるものの,顕著な軸方向移動は十分な燃料エネルギーの蓄積にともなって生じること,及び継続した加熱条件下においては,フィッサイル上部に一度形成燃料閉塞の再溶融や構造材破損によって燃料移動が継続し得ることを

CABRI-RAFT計画のRB1試験結果に基づき、より進んだ燃料溶融での冷却材中への溶融燃料放出挙動の観察及び放出燃料の冷却性を確認するRB2試験を実施することがパートナー間で合意された。本研究では、特別な人工欠陥を施したピンの燃料熱条件を反映したRB1試験の予備的試験解析をまず実施し、このRB1試験の解析に基いてRB2試験の事前解析を実施した。この事前解析では、出力及び冷却材の流量履歴、人工欠陥の軸方向位置をパラメータとし、試験目的を充足する最適な試験条件を提案した。

CABRI-2及び、CABRI-FAST試験、EBR-II TOPI-1E試験、以前のTREAT試験等、既存の炉内ランプ型過出力試験(以下スローTOPと呼ぶ)のデータを広範にサーベイし、燃料破損限界に係わるこれらの試験データを統一的に説明し得る解釈を得た。これにより基本的な燃料ピン破損メカニズムが把握でき、低$\sim$中スミア密度燃料ではFCMIが緩和され高い破損限界が得られることを確認した。このような低$\sim$中スミア密度燃料の高い破損限界は、(1)燃料内の気相空間による燃料熱膨張及びスウェリングの吸収、(2)自由空間への早期ガス放出によるスウェリングの抑制、及び(3)燃料溶融時の溶融領域圧力の抑制の3つの主要な効果によるものであると考えられる。これらの効果を過渡時燃料挙動解析コードPAPAS-2Sのモデルに反映するとともに、既存スローTOP試験の解析に適用した。その結果、試験結果との整合性が確認され、前述の考え方の妥当性が示唆された。

高速炉燃料の破損挙動と破損後物質移動挙動の解明を目的としたCABRI-2炉内試験計画(1987年$\sim$1992年に過渡試験を実施)では、これに先行して行われたCABRO-1試験計画での急激な過出力条件下での知見を踏まえ、より緩慢な過出力条件下での挙動、および燃焼度やスミア密度等の燃料条件の影響の解明に重点をおいた試験を実施した。これらの試験に対する評価を通じて、FPガスに起因する過渡時燃料スエリングのメカニズムと破損限界の支配要素、破損後物質移動に係わる支配要素等の解明が進められ、この知見を解析コードの改良に反映することにより、安全評価手法の高度化が図られた。また、本総合評価は欧州の研究機関と共同によっておこなわれ、現象の理解や評価の考え方等についての共通認識が形成された。

FBR安全性炉内試験計画(SERAPH計画)の検討は昭和62年後半から開始され、既に、その必要性、及び施設概念の検討結果に関して、原子力安全委員会、FBR安全研究専門委員会などへの報告を通して、内外の専門家から多くの意見や提案を得ている。これらの意見を踏まえて、これまでに、以下のような観点で試験の必要性及び施設概念の検討を行った。(1) SERAPH計画とその他の安全研究を全体的に統合することによって、SERAPH計画がFBRの実用化に対して果たし得る貢献の明確化を図る。(2)炉心損傷防止や影響緩和に関するサクセスシナリオを実証することによって実用化を促進するような安全研究の課題のうち、SERAPH計画に取り込むべきテーマを幅広く検討する。(3)個々の試験の内容や試験施設の仕様の妥当性、十分性を検討する。(4) SERAPH施設の成立性に係わる主要な要素技術について、それぞれが整合性を持つような概念を検討する。(5)各要素技術について、それぞれの性能向上を図ることにより、試験の要求条件を技術的に成立させる上での裕度を確保する一方、それらの性能を保証するための基礎的な研究の計画を具体化する。これまでの検討から、以下の結論が得られた。FBRの実用化段階において高水準の安全性を達成するために求められる安全確保の考え方と目標の設定を行った。その達成に必要な安全研究課題を摘出し、その研究手段のひとつとしてSERAPH計画を位置づけた。受動的安全特性を活用した炉心損傷への拡大防止,炉心損傷の早期終息、再臨界の排除等に重点を置いて幅広く試験の必要性の検討を行い、従来の検討成果を含め、全体的試験計画の形にまとめた。これらの試験研究、及び関連して進められるR\&Dなどから取得される知見を総合すれば、上で述べた実用炉における安全性の目標が達成できるものと期待できるが、その達成のためには、特に、本計画で提案した炉内試験計画の推進が不可欠である。施設検討においては、概念設計研究を通じて駆動炉心構成を改良することにより、各要素技術の整合性を考慮したリファレンス炉心の概念が得られた。提案された各試験テーマについて、それぞれの要求条件に対する充足度の評価を行い、施設概念の基本的成立性の見通しを得た。性能保証のための基盤技術開発の端緒として、燃料ペレットの試作を行い、その製造可能性について目途が得られた。

動燃事業団は昭和50年より国際共同CABRI炉内安全性試験計画に参加し,これまでに第1期計画(32試験)を終了すると共に,現在,高燃焼度燃料挙動を主な対象とする第2期計画(12試験)へと進展してきた。これ等の試験データとその評価を通じて,事故時又はシビアアクシデント時の燃料過渡挙動の解明と共に,その知見はSAS,PAPAS等の安全解析コードの開発・検証を通じ,実機の安全評価技術の高度化に大きく貢献してきた。本報告では,同試験計画における試験目的と内容を始め技術的な主要成果として,事故の影響緩和機構の解明と物性モデルの高度化・検証及び実機評価手法の改善とその効果の重要性についてまとめる。

高速炉シビアアクシデント研究の一環として炉心崩壊事故(CDA)の安全評価に重要なULOF起因過程のエネルギー放出挙動のCABRI-1炉内試験の解析評価,評価手法の改善,効果について成果をまとめたものである。CABRI-1試験評価では実機の反応度挙動に重要な燃料の軸方向膨張,燃料破損,破損後燃料運動現象に注目しPAPAS-2S,SAS3D,SAS4Aコードで広範なデータの詳細解析を行い現象解明によりULOF事象下でのエネルギー発生の抑制に働く自己制御メカニズムの特性,有効性を明らかとした。また知見を改良版SAS3Dコードの物理モデル改良に反映し実機評価手法の改善を行った。この手法をULOF事象解析に適用し自己抑制メカニズムを安全解析に反映することがエネルギー放出,事象進展を現実的に評価する上で重要かつ有効であることを確認した。