スケールにおける酸素供給が絶たれた際の減肉挙動 scale formed on zircaloy in steam starvation conditions中島 正太郎*; 松浦 傑*; 南口 誠*; 倉田 正輝 
; Pham, V. H. 
Nakajima, Shotaro*; Matsuura, Suguru*; Nanko, Makoto*; Kurata, Masaki; Pham, V. H.
沸騰型軽水炉(BWR)では、核燃料ペレット(UO)をZr合金(Zry)製被覆管で構成した燃料棒および炭化ホウ素(B
C)製中性子吸収材料をステンレス鋼(SS)製管で構成された制御棒が隣接して格納されている。全電力喪失時においては、冷却水の供給停止によって核燃料が冷却されず、核燃料の温度が上昇し続けると、冷却水が蒸発して反応炉内が高温水蒸気環境となり、Zry中のZrと反応し燃料棒表面にZrOスケールを形成するとされている。また、制御棒を構成しているSSおよびBCが共晶反応を起こし、液相が形成される。この液相が燃料被覆管と接触することで燃料被覆管が腐食され、核燃料の暴露に繋がったと考えられている。しかしながら、燃料棒表面に形成されたZrOスケールと液相の腐食プロセスの理解は十分にはされていないのが現状である。そこで本研究では、Ar雰囲気気流下においてZrOスケールを形成したZry板に熱処理を加えることで、液相化したSS-BCに接触して水蒸気の供給が遮断された状況を熱力学的に模擬した実験を行い、シビアアクシデント時の腐食プロセスの解明を行った。
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使用言語 |
: | Japanese |
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発表会議名 |
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開催年月 |
: | 2018/09 |
開催都市 |
: | 仙台 |
開催国 |
: | 日本 |
キーワード |
: | 福島第一原子力発電所事故; Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident |
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論文解説記事 |
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