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論文

Steam oxidation of silicon carbide at high temperatures for the application as accident tolerant fuel cladding, an overview

Pham, V. H.; 倉田 正輝; Steinbrueck, M.*

Thermo (Internet), 1(2), p.151 - 167, 2021/09

Since the nuclear accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in 2011, a considerable number of studies have been conducted to develop accident tolerant fuel (ATF) claddings for safety enhancement of light water reactors. Among many potential ATF claddings, silicon carbide is one of the most promising candidates with many superior features suitable for nuclear applications. In spite of many potential benefits of SiC cladding, there are some concerns over the oxidation/corrosion resistance of the cladding, especially at extreme temperatures (up to 2000$$^{circ}$$C) in severe accidents. However, the study of SiC steam oxidation in conventional test facilities in water vapor atmospheres at temperatures above 1600$$^{circ}$$C is very challenging. In recent years, several efforts have been made to modify existing or to develop new advanced test facilities to perform material oxidation tests in steam environments typical of severe accident conditions. In this article, the authors outline the features of SiC oxidation/corrosion at high temperatures, as well as the developments of advanced test facilities in their laboratories, and, finally, give some of the current advances in understanding based on recent data obtained from those advanced test facilities.

論文

Phenomenology of BWR fuel assembly degradation

倉田 正輝; Barrachin, M.*; Haste, T.*; Steinbrueck, M.*

Journal of Nuclear Materials, 500, p.119 - 140, 2018/03

 被引用回数:27 パーセンタイル:66.83(Materials Science, Multidisciplinary)

福島第一原子力発電所(1F)事故により、燃料破損現象の再評価の重要性が指摘された。本論文では、BWR燃料集合体レベルでのマクロな視点から、メゾスケールの要素反応に関する視点までの現象論にフォーカスして、燃料破損に関する知見のアップデートについて、レビューする。B$$_{4}$$C制御棒の酸化は、BWRの事故においては、原理的により多くの水素と熱の発生原因となる。B$$_{4}$$C制御棒を用いた各種の総合型試験では、1250$$^{circ}$$Cあたりで(燃料の急速な破損温度よりはるかに低い温度で)、制御棒の早期破損と溶融、さらに下方への移動と酸化が開始されることを示している。これらの制御棒破損は、原理的に、炉心溶融の初期過程に大きく影響する。水蒸気枯渇条件(1F事故で発生した可能性が指摘されている)は、燃料破損進展の傾向に大きく影響し、従来想定されていた典型的な事故進展と異なる化学的な傾向に燃料を溶融させる可能性が高い。要素反応の現象論の詳細とそれらの現象の炉心溶融後期過程への影響についても議論する。

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