Experimental study on control blade degradation and its modeling

制御棒ブレード破損試験とモデリング

倉田 正輝 ; 柴田 裕樹 ; 坂本 寛*; 藤 健彦*

Kurata, Masaki; Shibata, Hiroki; Sakamoto, Kan*; To, Takehiko*

沸騰水型軽水炉の過酷事故においては、事故初期に制御棒ブレードの破損溶融が発生すると予想されている。模擬試験と解析モデル開発が、原子力機構,日立GEニュークリア・エナジー,日本核燃料開発,新日鐵住金の協力により進められている。不活性雰囲気での予備試験により、制御棒ブレードとジルカロイチャンネルボックスの間で複雑な化学反応が発生し、結果として、形成物は2種類に分離することが示された。一つめの形成物は低融解温度でZrリッチであり、ろうそくが滴下するように高温部分から低温部分に急速に移行した。もうひとつはステンレス材やホウ素などがリッチであり、1673K以上の温度で、融解することなく、機械的に崩落した。この反応の際に大きな発熱を観測した。VOF-FLUENTにより、予備的な制御棒ブレード崩落解析モデルを開発した。

Control blade degradation is predicted to occur at the early stage of severe accident of boiling water reactor. Simulation tests and modeling are being performed by collaboration among JAEA, Hitachi-GE Nuclear Energy (Hitachi-GE), Nippon Nuclear Fuel Development (NFD), and Nippon Steel & Sumitomo Metal Corporation (NSSMC). Preliminary simulation tests under inert atmosphere indicated that complicated chemical reactions progressed and that finally the mixture of degraded control blade and the channel box separated into two parts. The first part rich in Zr had low melting temperature and flowed down from the high temperature region like candling. The second part rich in steel, B, and C mechanically collapsed down at temperatures higher than approximately 1673K. The interaction between the control blade and the channel box was highly exothermic. Preliminary model for control blade degradation is being developed using VOFFLUENT, which successfully simulates the early stage ofthe control blade degradation.