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須藤 彩子
no journal, ,
溶融コリウムの凝固プロセスにおいて様々な構成元素のマクロな再分布に関する知見を得るため、U-Zr-Gd-O系コリウムの溶融試験を行った。炉心溶融物材料であるwt.70%UO
+30%ZrOに2%のGdO
を添加した粉末655.5gを、コールドクルーシブ誘導加熱炉に設置し、誘導材料として6gの金属Zrを添加後、空気中で溶融させた。加熱試験終了後、試料の詳細な凝固生成物の分析のため、XRDでの相同定およびSEM/EDXでの元素分析を行った。様々な凝固条件下での溶融コリウムの性状評価のため、試験は冷却速度を変えた2回行われた。炉冷条件で行った試料(J1)は固化後4.8cmの高さとなり、試料下部は結晶化しており加熱中も溶融していなかったと推測できる。徐冷条件で行った試料(J2)に関しては、構造はJ1とおおよそ一致しているものの、上部クラスト真下に引け巣の形成が確認できた。この引け巣は遅い凝固速度での固化時に容積の収縮により形成したと考えられる。また、J1,J2両方の試料中で、Gdは試験後期で凝固した試料中央部に濃縮していることが明らかとなった。
井元 純平; 三輪 周平; 逢坂 正彦
no journal, ,
シビアアクシデント時のB
C制御棒溶融により生成されるFe-B化合物からのBの放出挙動を実験的に評価した。Fe-B化合物からのB放出は、化合物中のFeとBの組成により異なり、これは酸化により表面に生成する酸化物の違いに起因することがわかった。またFeをより多く含むFeBの場合は安定なFe-B-O化合物が表面に生成され、これがB放出を抑制することがわかった。
Pshenichnikov, A.; 山崎 宰春; 永江 勇二; 倉田 正輝
no journal, ,
Current presentation gives a deep analysis of the progression of the 1F accident at Unit 2. Based on that analysis the explanation of the strategy for a severe accident test program of JAEA-CLADS to contribute to understanding of accident progression at 1F Unit 2 is given. First result of CLADS-MADE-01 (BWR control blade degradation test) is presented.
井元 純平; 三輪 周平; 逢坂 正彦
no journal, ,
軽水炉シビアアクシデント時にBWR制御ブレード溶融体中に生成されるFe-BおよびZr-B系化合物からのB放出化学反応を熱分析とX線回折分析により実験的に推定した。その結果、Zr-Bでは酸化によって生成したBOのみを経由してB放出に至っていることが分かった。一方、Fe-B化合物ではBOに加え、一部は安定なFe-B-O化合物の生成を介してB放出に至っていることが分かった。
中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; Miradji, F.; 逢坂 正彦
no journal, ,
原子炉圧力容器(RPV)の上部に局在した放射性セシウム(Cs)の放射線は、特に、燃料デブリの取出しをRPVの上部からアクセスする方法で行う場合、大きな懸念材料の一つになっている。RPV内のCs分布を推定するためにCs化学吸着モデルが開発され現行のシビアアクシデント解析コードに組み込まれているが、この化学吸着モデルでは正確に実験結果を再現することができていない。本研究では、Cs化学吸着挙動に影響を与える主要な因子を明らかにし、これらの因子を考慮したCs化学吸着モデルを構築した。その結果、本モデルでは、我々の実験結果だけでなく既存の化学吸着モデルを構築する際に用いた実験結果もうまく再現できることが分かった。
C at elevated temperaturesPham, V. H.; 松浦 傑*; 南口 誠*; 永江 勇二; 倉田 正輝
no journal, ,
In this study, soaking experiments of Zry plates in molten SS-BC were conducted to investigate the recession rate of Zry plates in molten SS-BC at 1175-1225
C. The molten SS-BC mixture was prepared by heat-treatment at 1400C for 12 h of a powder mixture containing 5 mol% BC and stainless steel. After decreasing temperature to the testing temperatures, Zry plates were soaked in the molten mixture for 0-60 min. After soaking tests, the Zry plates were pulled out of the molten mixture. The remaining thickness of Zry plates after the tests were measured by using optical microscope. To understand the influences of alloying elements in Zry and SS, three other sets of experiments (Zr plates in Fe-BC, Zr plates in SS-BC and Zry plates in Fe-BC) were also conducted. Results of the study indicated that the thickness of Zry plates decreased linearly with increase of soaking duration. The recession rate of Zry plates was increase with increase of testing temperatures. The value of apparent activation energy on the thickness recession rate of Zry plates was determined to be 333 kJ/mol. The alloying elements in SS showed a positive effect on suppression of Zry corrosion. In contrast, the alloying elements in Zry showed a negative effect on the process.
Pshenichnikov, A.; 山崎 宰春; 永江 勇二; 倉田 正輝
no journal, ,
Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has to establish the scientific basis for the decommissioning of the Boiled Water Reactors (BWR) at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station and provide the information on the nuclear fuel behavior during the nuclear accidents. To address these problems JAEA has developed several test facilities which combine unique features for the R&D related to Severe Accident (SA) propagation behavior for BWRs. The technical data and main features of the facilities will be introduced to the International audience to give an understanding of JAEA research abilities and possible collaboration in the severe accidents research.
須藤 彩子; 水迫 文樹*; 星野 国義*; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 倉田 正輝
no journal, ,
In order to obtain the knowledge on the phase relationship and stratification behavior of oxide debris under the slow solidification condition, liquefaction/solidification tests of simulated oxide debris were performed by using a high frequency induction furnace. As the oxides components from the core melt and structural materials, sintered pellets of UO-ZrO-sim-FPs and powder of FeO and BC were prepared. The powder mixture and crashed sintered oxides were heated to 2600C in Ar atmosphere in the first step (partial liquefaction), and then solidified at two different cooling rates; furnace cooling (No.1) and slow cooling (5C /min, No.2). For the corium microstructure study, solidified samples were subjected to elemental analysis by SEM/EDX. Cross sectional images of both samples showed that the oxide layer and metallic layer were separately solidified. EDX analysis of oxide layer of No.1 sample revealed four phases; (U
Zr
Fe
)O, (Zr
U
Fe
)O, ZrO and Fe metal. The tendency of re-distribution of oxide elements observed in No.2 was similar to that of No.1, however, the grain-growth of (Zr,U)O phase occurred at the bottom region of the oxide layer. In these results, the phases detected in both samples were in reasonable accordance with those evaluated by the UO-ZrO-FeO phase diagram.
三輪 周平; 中島 邦久; 宮原 直哉; 西岡 俊一郎; 鈴木 知史; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; 井元 純平; Liu, J.; Miradji, F.; et al.
no journal, ,
ソースターム評価技術の高度化に向けて、シビアアクシデント(SA)時における核分裂生成物(FP)の放出移動挙動を支配する化学挙動を明らかにし、FP化学データベース・モデルを構築するための基礎研究を進めている。SA時のFPの一連の化学挙動を再現可能な実験装置及び解析ツールの基本形を構築し、これらを用いて特にBWR制御材ホウ素のセシウム及びヨウ素の化学挙動に与える影響に関する基礎知見を得た。
佐藤 拓未; 平田 直哉*; 及川 勝成*; 永江 勇二; 倉田 正輝
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では溶融燃料凝固時にマクロ的な成分偏析が発生していると考えられる。一般的に、溶融材料凝固時にはその界面部にて、液相と固相に溶質が分配され、その界面部溶質がバルク部の液相へと温度・溶質対流によって移流することによりマクロ偏析が発生する。本研究では、溶質分配にScheilモデルを使用し、CALPHADにより計算した熱物性値を用いることで、凝固・分配挙動を再現し、溶融燃料の偏析挙動の予測を行った。また、各種冷却条件が偏析挙動に与える影響を調査した。本解析では、デブリ酸化物の主成分となるUO-ZrO-FeO系にて解析を行った。解析の結果、凝固初期部の壁面部にUO, ZrOが濃化し、一方でFeOはUO, ZrOに固溶しないため、凝固後期部の中心部で著しく濃化した。また、種々の冷却条件下での解析結果より、凝固速度が遅く、凝固界面部での流速が速い場合、マクロ偏析が強くなる傾向があることがわかった。
山崎 宰春; Pshenichnikov, A.; Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝
no journal, ,
燃料集合体の酸化及び水素吸収はその後の事故進展挙動に影響を与えることから、PWR燃料集合体では、実効的な水蒸気流量としてg-HO/sec/rodという1rodあたりの単位が導入されており、事故進展評価の重要なパラメータとして用いられている。一方BWRにおいては、燃料集合体の構成がPWRとは異なることにより、PWRで用いられている1rodあたりの水蒸気流量ではチャンネルボックスの内外での酸化及び水素吸収の差が正確に評価できない。そのため、PWRで用いられている規格化された水蒸気流量に代わる、適切な評価パラメータがBWRでも必要である。そこで、ジルカロイの水蒸気枯渇条件での酸化及び水素吸収データを取得するため、4本の燃料棒をチャンネルボックスで囲んだ試験体を用いて水蒸気枯渇条件にて高温酸化試験を行なった。BWRにおける水蒸気流量を規格化するため、水蒸気流路断面積を考慮したパラメータを検討した。