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Pham, V. H.; 松浦 傑*; 中島 正太郎*; 永江 勇二; 倉田 正輝
no journal, ,
In this study, soaking experiments of pre-oxidized zry plates in molten mixture of stainless steel and 5 mol% boron carbide were conducted at 1200-1250C. Thickness of oxide layer, ZrO was measured before and after the soaking test to investigate the ZrO thickness recession in the molten mixture. Results of the study indicated that the thickness recession of ZrO was mainly caused by the diffusion of oxygen from oxide layer to metallic-Zr region.
中島 正太郎*; 松浦 傑*; 南口 誠*; 倉田 正輝; Pham, V. H.
no journal, ,
For a better understanding of the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant accident, a reaction model of core melting process is very important. In this study, oxidized Zry plates were soaked into molten SS-BC mixture and heated into Ar gas at 1200C. Recession of ZrO scale was observed in the both cases. An oxygen solid solution region in the Zry sample was observed below ZrO scale, although it was not observed in Zry oxidized at 600C in high temperature steam conditions. When oxygen supply from the surrounding was halted, ZrO scale can be reduced at high temperature such as 1200C by oxygen dissolution into Zry inside.
中島 正太郎*; 松浦 傑*; 南口 誠*; 倉田 正輝; Pham, V. H.
no journal, ,
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(BC)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。