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江村 優軌; 高井 俊秀; 菊地 晋; 神山 健司; 山野 秀将; 横山 博紀*; 坂本 寛*
Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Boron carbide (B
C)- stainless steel (SS) eutectic reaction behavior is one of the most important issues in the core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the immersion experiments using BC pellets with molten SS were conducted to evaluate the CDA sequences such as contact event of solid BC with degraded core materials including SS at very high temperature. The immersion experiment aims at understanding the kinetic behavior of solid BC-liquid SS reaction based on the reduced thickness of BC pellet after the experiment in the temperature ranges from 1763 to 1943 K, which is higher than the temperature of solid BC-solid SS reaction. Based on the kinetic consideration of the reaction rate constants for solid BC-liquid SS reaction, it was found that similar temperature dependency was identified between solid BC-liquid SS and solid BC-solid SS. Besides, the reaction rate constants of solid BC-liquid SS were smaller than those of solid BC-solid SS extrapolated in higher temperature region by two or more orders of magnitude due to two different evaluation method for BC side/SS side. It was confirmed that this difference was reasonable through the consideration of previous reaction tests in solid-solid contact for BC side/SS side.
C absorber material on melt progression and chemical forms of iodine or cesium under severe accident conditions日高 昭秀
Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vol.4; Endeavors by Scientists, p.341 - 356, 2021/10
Boron carbide (BC) used for BWR or EPR absorbers could cause phenomena that never occur in PWR with Ag-In-Cd absorbers during a severe accident (SA). BC would undergo a eutectic interaction with stainless steel and enhance core melt relocation. Boron oxidation could increase H
generation, and the change of liberated carbon to CH could enhance the generation of CH
I. HBO generated during BC oxidation could be changed to CsBO by combining it with cesium. This may increase Cs deposition into the RCS. There could be differences in the configuration, surface area, and stainless-steel to BC weight ratio between the BC powder and pellet absorbers. The present task is to clarify the effect of these differences on melt progression, and the iodine or Cs source term. Advancement of this research field could contribute to further sophistication of prediction tools for melt progression and source terms of the Fukushima Accident, and the treatment of CHI formation in safety evaluation.
C for severe accident simulationsLiu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10
実験結果に基づき、共晶物質成長速度を放物線型法則によりモデル化した。熱及び物質移行過程についても共晶物質の平衡及び非平衡相変化を考慮してモデル化された。共晶物の熱物性値もまた実験で計測されたデータを用いて、熱物性及び状態方程式の解析モデルに組み込んだ。
C in the solid phase高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将
Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1007 - 1013, 2018/04
This study describes estimation results of thermophysical properties of stainless steel containing 5mass% boron carbide (5mass%BC-SS) in the solid state. 5mass%BC-SS eutectic sample was synthesized using a hot press method. Homogeneity of the sample was evaluated by chemical composition analysis, metal structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). Specific gravity and specific heat were evaluated up to 1000
C. These measurements proved that the specific gravity in our sample was lowered and the temperature dependence of the specific gravity, along with the elevation of temperature, became gradual compared to that of grade type 316L stainless steel (SUS316L) used as a reactor material by addition of BC. The specific heat became slightly higher than that of SUS316L by addition of BC and showed similar temperature dependence up to 800C.
山野 秀将; 鈴木 徹; 神山 健司; 工藤 勇*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06
本報は、我が国で設計されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(750MWe級)における炉心損傷事故での溶融炉心の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び移動挙動の重要性を示すとともに、それらの挙動に着目した1500Cを超える高温条件下での可視化基礎実験について発表する。まず、予想される挙動を考慮して厳密摂動計算ツールを用いて反応度推移を計算し、BC-SS共晶生成物移動挙動が大きな不確かさを持っており反応度推移のうえで重要であることを示した。この挙動を明らかにするため、高温加熱炉の中に溶融SSをBCペレットに接触させ、その反応を可視化する基礎実験を実施した。その実験により、共晶反応を可視化するとともに、固化した試験体の上部で密度分離によりBC-SS共晶生成物が固化・移動した様子が示された。
C制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響日高 昭秀
日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.51 - 61, 2015/03
原子炉の制御材としてBWR等で使用されているBCは、PWRで用いられているAg-In-Cd制御棒材では見られない現象をシビアアクシデント時に引き起こし、炉心の溶融過程、H発生量、ソースターム等に影響する。炉心の溶融過程では、BCはステンレス被覆管と共晶反応を起こし、融点以下でステンレスを液化させて炉心溶融を促進する。H発生量では、Bが酸化して発生量を増加させるとともに、遊離したCはCHに変化し、ヨウ素と結合することにより、ガス状のCHIを生成させる。また、酸化過程で生じたHBOはCsBOを生成させ、原子炉冷却系内へのCs沈着量を増加させる。当面の課題は、粉末状のBC制御棒ブレードと、ペレット状のBC制御棒では、形状や表面積、BCとステンレスとの重量比等に差があり、そのことが実際の溶融進展やBCの酸化挙動、あるいは放射性物質の化学形や環境中への放出にどのように影響するのかを解明することである。今後、この分野の研究を進展させることにより、福島事故の炉心溶融進展やソースタームの高精度予測、安全評価における有機ヨウ素の扱い等に有用な知見を提供すると期待される。
/Np couple at liquid Cd and Bi electrodes in LiCl-KCl eutectic melts白井 理; 魚住 浩一*; 岩井 孝; 荒井 康夫
Journal of Applied Electrochemistry, 34(3), p.323 - 330, 2004/03
被引用回数：28 パーセンタイル：52.41(Electrochemistry)723, 773及び823Kにおいて、NpClを含むLiCl-KCl共晶溶融塩中での液体Cd及びBi電極上におけるNp/Npの電極反応をサイクリックボルタンメトリ-により検討した。溶融塩中のNp濃度が1wt.%以下で、溶融金属相中のNpが飽和していない場合には、Npの析出反応は、溶融塩中のNpの電極表面への拡散が律速段階となっていた。723, 773あるいは823Kにおける液体Cd電極上でのNp/Np系の酸化還元電位は、Mo電極でのそれに比べて、それぞれ0.158, 0.140及び0.126V正側の電位であった。これらの電位シフトは、NpCd
(723K)及びNpCd
(773及び823K)形成のためにCd相中のNpの活量が低下したためと考えられる。また、723, 773あるいは823Kにおける液体Bi電極上でのNp/Np系の酸化還元電位は、Mo電極でのそれに比べて、それぞれ0.427, 0.419及び0.410V正側の電位であった。Np-Cd系と同様に、これらの電位シフトは、NpBi形成のためにBi相中のNpの活量が低下したためと考えられる。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛
JAERI-Research 2001-009, 21 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-009.pdf:2.93MB
軽水炉におけるシビアアクシデント時の燃料集合体溶融進展過程に関する基礎的な知見を取得するために、1273~1573Kの温度範囲でジルカロイ-4とステンレス304鋼間の化学的な相互作用を調べた。接触界面に反応層が形成され、温度上昇及び時間の経過とともに成長した。SEM/EDX分析により、反応の主過程はZrリッチの共晶の生成であることが示された。材料の肉厚減少に関する反応速度を評価し、反応が一般に2乗則に従うことを明らかにした。各試験温度について反応速度定数を決定し、アレニウスタイプの反応速度式を求めた。
上塚 寛; 永瀬 文久; 大友 隆
Journal of Nuclear Materials, 246(2-3), p.180 - 188, 1997/00
被引用回数：13 パーセンタイル：70.37(Materials Science, Multidisciplinary)ジルカロイ-4とインコネル-718間の化学反応を1223~1523Kの温度範囲で調べた。複数の反応層が、反応対の界面に形成された。反応は概ね2乗則に従い、それぞれの試験温度で反応速度を求めた。反応速度は温度上昇とともに増大した。約1240Kと約1450Kにおいて、反応速度の温度依存性に不連続が見られた。これらの不連続は、反応のメカニズムの変化に対応することが、SEM/EDXを用いた元素分析により示された。
C and stainless steel at high temperatures永瀬 文久; 上塚 寛; 大友 隆
Journal of Nuclear Materials, 245(1), p.52 - 59, 1997/00
被引用回数：45 パーセンタイル：93.53(Materials Science, Multidisciplinary)BWR制御棒の構成材料間の化学反応を調べるために、BCとステンレス鋼からなる反応対をアルゴン中、1073~1623Kの温度範囲で等温加熱した。化学反応により反応界面に複雑な反応層が形成された。反応速度を評価するためにステンレス鋼の肉厚減少を温度と時間の関数として測定した。反応は2乗則に従い反応速度定数と見かけの活性化エネルギーが求められた。反応速度の急激な変化が約1485Kで見られ、このことは、対応する温度にある鉄とボロン(それぞれの材料の主構成元素)間の共晶生成によって説明することができた。
永瀬 文久; 上塚 寛; 大友 隆
JAERI-Research 95-085, 48 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-085.pdf:2.67MB
軽水炉のシビアアクシデント時における炉心溶融の初期段階を解析するために必要な基礎データを得る目的で、炉心構成材料間の高温反応試験で生成した反応相のSEM-EDX/WDXによる元素定量分析を行った。分析の対象としたのは、i)ジルカロイ-4/インコネル-718、ii)ジルカロイ-4/ステンレス304鋼、iii)Ag-In-Cd合金/ジルカロイ-4、iv)BC/ジルカロイ-4、及びv)BC/ステンレス304鋼の各反応で生じた反応相である。分析結果は、反応開始温度や反応速度の温度依存性の不連続点が共晶生成現象と強く関連していることを示した。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛; 古田 照夫
JAERI-M 90-165, 35 Pages, 1990/09
PWRのシビアアクシデントにおける燃料被覆管とスペーサーグリッドの反応を調べるために、ジルカロイ-4管とインコネル-718製スペーサーを組み合わせた試験片を作製し、1248~1673Kの温度範囲で等温反応実験を行なった。アルゴン雰囲気中の試験では、1248Kでジルカロイとインコネルの接触点において共晶反応が観察された。高温ほど反応の進行は速く、1373Kで300秒間反応させた試験片の接点周囲では、厚さ0.62mmのジルカロイ-4管の肉厚全てが反応した。一方、酸素雰囲気中の試験のうち、1473K以下の温度では共晶反応は観察されなかった。1573Kと1623Kでは接触点において反応が生じた形跡が見られたが、ジルカロイ管の肉厚減少は観察されなかった。酸素が十分に供給される条件では、ジルカロイ被覆管とインコネル・スペーサーグリッドの間で共晶反応が進行する可能性は小さい。
塩沢 周策; 柳原 敏; 斎藤 伸三
JAERI-M 8187, 21 Pages, 1979/03
NSRR実験で照射した種々の燃料棒を熱電対取付け部で切断し、酸化膜厚さを光学顕微鏡により測定した。この結果、酸化膜厚さは被覆管表面の最高温度に対応していた。一方、熱電対で測定した温度履歴より計算により酸化膜厚さを求めた。この結果、酸化膜厚さの約90%は被覆管温度が最高値近傍100Cの範囲にある僅かな時間に生じたものであることが知れた。また、測定値と比較した結果、被覆管表面最高温度が約1,400C以下では良く一致した。しかし、それ以上では、測定値の方が大きく、その原因としては、熱伝導率が極端に悪い酸化膜がある程度厚くなると被覆管表面と内面に有意な温度差が生じるため表面温度を用いて酸化量を評価することに問題があること、およびPt/Pt-13%Rhの熱電対がジルカロイと共晶反応を起こすため高温での測定結果の信頼性に問題があること等が考えられ、これらについても考察を行なった。
山野 秀将; 鈴木 徹; 神山 健司; 工藤 勇*
no journal, ,
本報は、我が国で設計されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(750MWe級)における炉心損傷事故での溶融炉心の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び移動挙動の重要性を示すとともに、それらの挙動に着目した1500Cを超える高温条件下での可視化基礎実験について発表する。まず、予想される挙動を考慮して厳密摂動計算ツールを用いて反応度推移を計算し、BC-SS共晶生成物移動挙動が大きな不確かさを持っており反応度推移のうえで重要であることを示した。この挙動を明らかにするため、高温加熱炉の中に溶融SSをBCペレットに接触させ、その反応を可視化する基礎実験を実施した。その実験により、共晶反応を可視化するとともに、固化した試験体の上部で密度分離によりBC-SS共晶生成物が固化・移動した様子が示された。
