Microstructural evolution of intermetallic phase precipitates in Cr-coated zirconium alloy cladding in high-temperature steam oxidation up to 1400C

Mohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*

Corrosion Science, 224, p.111540_1 - 111540_15, 2023/11

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2023.111540

The steam oxidation test on the Cr-coated Zry cladding was studied up to 1400C to understand the oxidation behavior under the accidental conditions. The double-sided oxidation test study showed that Cr coating can protect Zry cladding at 1200C within 5 min. Cr coating has a protective effect on the Zry cladding up to 1200C in a steam environment. However, in the oxidation test up to 1200C/30 min and 1300C/5 min, Cr coating can no longer protect Zry cladding. Furthermore, at 1300C, the intermetallic phase of the Zr(Cr, Fe) phase that precipitated within the Zry substrate formed as globule microstructures with Fe enrichment. In addition, the transition of the intermetallic phase within the Zry substrate from the solid to the pre-liquid and liquid phases was observed, where it was determined at 1350C/60 min and 1400C/30 min within the ZrO phase (outer side region). The oxidation of the Zr(Cr, Fe) interlayer was also determined in this study, where it resulted in the formation of the oxide phase of Cr, Zr, and Fe. It is worth mentioning that further experiments, such as mechanical testing and modeling, should be considered to support the degradation of the Cr-coated Zry cladding mainly when the liquid phase of the intermetallic phase is obtained for beyond design-basis accident environment.

Particle-based simulation of heat transfer behavior in EAGLE ID1 in-pile test

守田 幸路*; 小川 竜聖*; 時岡 大海*; Liu, X.*; Liu, W.*; 神山 健司

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

EAGLE炉内ID1試験は日本原子力研究開発機構によって実施され、FAIDUSと称される内部ダクト付き燃料集合体からの早期燃料流出を模擬したものである。試験で生じた早期ダクト破損は、燃料とスティールから構成される溶融プールからの高い熱流束によるものと解釈されている。試験後の分析からは、壁面に燃料クラストが形成されない状況において、高い熱伝導度を有するプール中の溶融スティールによって溶融プールからダクトへの伝熱が効果的に促進されたことが示唆されている。本研究では、多成分多相流の粒子法に基づいた完全ラグランジェ法を用いて溶融プールからダクト壁への熱伝達機構を分析した。プール中の溶融スティールと燃料の混合と分離挙動およびこれらの挙動がプールからダクトへの伝熱に与える影響を調べるため、燃料ピンの崩壊、溶融プールの形成およびダクト壁の破損に至る一連の挙動を模擬した。現在の2次元粒子法シミュレーションでは、10MW/mを超える壁面への大きな熱負荷は、核発熱を伴う液体燃料が壁面へ直接接触することによるものであることが示された。

Neutron resonance analysis for nuclear safeguards and security applications

Paradela, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*; 原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文

EPJ Web of Conferences, 146, p.09002_1 - 09002_4, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201714609002

Neutron-induced reactions can be used to study the properties of nuclear materials in the field of nuclear safeguards and security. The elemental and isotopic composition of these materials can be determined by using the presence of resonance structures in the reaction cross sections as fingerprints. This idea is the basis of two non-destructive analytical techniques which have been developed at the GELINA neutron time-of-flight facility of the JRC-IRMM: Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA) and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). A full quantitative validation of the NRTA technique was obtained by determining the areal densities of enriched reference samples used for safeguards applications with an accuracy better than 1%. Moreover, a combination of NRTA and NRCA has been proposed for the characterisation of particle-like debris of melted fuel formed in severe nuclear accidents. In order to deal with the problems due to the diversity in shape and size of these samples and the presence of strong absorbing matrix materials, new capabilities have been implemented in the resonance shape analysis code REFIT. They have been validated by performing a blind test in which the elemental abundance of a combined sample composed of unknown quantities of materials such as cobalt, tungsten, rhodium or gold was determined with accuracies better than 2%.

原子力施設事故時に対応する情報遠隔収集ロボットの開発

小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏

計測自動制御学会第3回システムインテグレーション部門講演会(SI2002)講演論文集,2, p.105 - 106, 2002/00

平成11年9月に東海村で発生したJCO臨界事故では、事故直後に現場の状況を把握することが困難であったため、事故の収束に向けて取るべき対策の決定に多くの時間を要した。この反省から、原子力施設で事故が発生した際に事故現場へ進入し、事故の原因究明や収束・復旧方法の検討に必要な情報を収集して外部の安全な場所に待機する人間に情報を送信するロボットの整備が急がれた。そこで原研では、これまで原子力用ロボットの開発を通して培ってきた経験や知見等をもとに、原子力施設事故時に対応する情報遠隔収集ロボット(RESQ)を開発した。本報告では、情報遠隔収集ロボットの開発にあたって定めた開発目的,主要な機能,操作性等について紹介する。

放射線による晩発性身体的影響と遺伝的影響を推定するための計算コードHEINPUT

外川 織彦; 本間 俊充; 益村 朋美*

JAERI-Data/Code 99-002, 59 Pages, 1999/01

JAERI-Data-Code-99-002.pdf:2.55MB

放射線による晩発性身体影響と遺伝的影響を推定するための計算コードHEINPUTを開発した。HEINPUTは原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)研究の一環として開発された確率論的事故影響評価コードシステムOSCAARを支援する前処理コードの一つとして位置づけられる。HEINPUTで用いたモデルは、米国原子力規制委員会の報告書「原子力発電所事故影響解析のための健康影響モデル」(NUREG/CR-4214)を基礎とし、広島・長崎の原爆改訂線量に基づくリスク算定結果などの、我が国における最新の研究成果をできる限り取り入れて修正したものである。この報告書には、晩発性身体影響と遺伝的影響を推定するための評価モデルの概要とHEINPUTを使用する際に必要なコード情報、ライブラリデータ、入出力データ及び使用例を含むコードマニュアルをまとめた。

Experimental study on criticality accidents using the TRACY

中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭; 森田 俊夫*; 桜庭 耕一; 大野 秋男

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L83 - L92, 1996/00

TRACYは低濃縮ウラン溶液を用いて超臨界実験を行う装置である。1995年12月20日に、初臨界を達成し、基本的な核特性及び安全性能を測定するための定常実験を開始した。定常実験に引続き、1996年半ばには最初の超臨界実験を開始する予定である。この実験では、約2ドルまでの反応度添加を行う。本報告では、TRACY実験の目的、施設の概要、定常実験結果及び計算との比較について述べる。さらに、超臨界実験の評価結果についても述べる。

Observation of FBR-type fuel rod melting in void under power transients

傍島 眞; 片西 昌司; 藤城 俊夫

SMiRT 11 Transactions,Vol. C, p.191 - 194, 1991/08

高速炉の想定事故の一つである流量喪失時の出力過渡において、燃料棒がボイド中にあって出力上昇した場合の挙動を可視観察した。NSRRの可視カプセル中にSUS被覆の燃料棒を装着し、Heガス雰囲気としてパルス照射した。1回目の実験では250cal/g・UOの発熱量を与えた結果、0.8秒までに被覆管が溶融落下した。2回目の実験では340cal/g・UOを与えた結果、燃料が溶融噴出し、飛び散った。これらの様子は中速度フィルムに撮影され、分析された。観察結果から、急過出力時の燃料破損挙動が理解された。

THYDE-B1/MOD1:A Computer Code for Analysis of Small-Break Loss-of-Coolant Accident of Boiling Water Reactors

村松 健; 秋元 正幸

JAERI-M 82-126, 102 Pages, 1982/08

JAERI-M-82-126.pdf:2.29MB

THYDE-B1/MOD1はBWRのECCS特性評価を目的として原研で開発したコードシステムの一部であり、小破断LOCA時の原子炉冷却系の挙動を、主として圧力と水位の挙動に注目して解析する。冷却水の挙動は、均質流・熱平衡の仮定を基くボリューム・ジャンクション・モデルにより計算する。本コードの特徴は、1個のボリューム内の冷却水の状態を、未飽和相、飽和混合相、蒸気相、の三領域に区分して記述する三領域ノードモデルを導入した点である。このモデルは単純ではあるが、小破断LOCAの解析には適切である。このコードには、BWRのシステム挙動を解析するために必要となる核動特性モデル、熱伝達モデル、ポンプモデル等のモデルが備えられている。本報告書はこのコードの解析モデル、解法、入力データ等を記述したものである。

Fuel safety research at JAEA

天谷 政樹

no journal, , 

原子力機構における燃料安全研究の目的は、発電用軽水炉燃料に関する現在の規制基準の妥当性評価、新しい燃料材料で構成される改良型燃料に関する規制のための技術的知見の取得拡充、及び規制に活用可能な燃料挙動解析技術の開発等である。本発表では、原子力機構における反応度事故模擬実験、冷却材喪失事故模擬試験、及び燃料挙動解析コード改良等の現状について報告する。

Hypothetical scenarios resulting in radioactive material dispersion from Zaporizhzhia NPP (ZNPP) using four different weather patterns

El-Asaad, H.; Chirayath, S.*; Hecker, S.*; Fuhrmann, M.*

no journal, , 

Evaluating the consequences of nuclear security threats - like the intentional sabotage of a nuclear power plant - is the main focus of this research. This study utilizes the simulations of radioactive material release and dispersion due to potential sabotage events or nuclear accidents using state-of-the-art computer code called WSPEEDI-DB developed by the JAEA. This study runs a "what-if" scenario by conducting a preliminary evaluation on the consequences due to a potential sabotage event at the ZNPP by performing simulations of radioactive material release. Plume patterns from simulations made for four selected days for the potential sabotage event were the days selected corresponding to the two seasonal solstices and two equinoxes. The release period for all the simulations was 48 hours. The radiation dose rates on the ground due to the plume dispersion and deposition ranged from 1 to 1000 micro-Gray per hour. The highly radioactive plumes would likely cause public panic, health risks, and mass evacuations in the affected countries.