Thinning behavior of solid boron carbide immersed in molten stainless steel for core disruptive accident of sodium-cooled fast reactor

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2287109

Boron carbide (BC)- 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.

Development of a miniature electromagnet probe for the measurement of local velocity in heavy liquid metals

有吉 玄; 大林 寛生; 佐々 敏信

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1071 - 1088, 2022/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2030824

液体重金属中の局所流速計測において、電磁誘導を用いた計測手法は効果的手法の一つである。永久磁石を利用した流速計として、Ricou and Vives' probeやVon Weissenfluh's probeが広く知られているが、これらの流速計は液温上昇に伴う永久磁石の熱減磁により、流速感度および計測体積が低下することが問題点として挙げられる。特に、永久磁石のキュリー温度を超える温度域では流速検出不能となる。そこで本研究では、流速計が持つ温度依存性の解消を目的とし、小型電磁石を内蔵する流速計を開発した。開発された流速計の直径は6mm、長さは155mmである。流速計の基本性能は、室温環境下における矩形管内水銀流れの局所流速分布計測を通して確認され、流速感度および計測体積が評価された。計測された局所流速分布は数値計算によりその妥当性が確認された。

溶融鉛ビスマス共晶合金中における9Cr-1Mo鋼の腐食抑制のための適切な酸素濃度の検討

小松 篤史

JAEA-Research 2021-019, 24 Pages, 2022/05

JAEA-Research-2021-019.pdf:1.53MB

溶融鉛ビスマス共晶合金(LBE)中における材料の腐食速度を低減するには、酸素濃度を調整することが重要とされており、過去の報告を見ると約1010wt%程度に酸素濃度を調整していることが多い。しかし、どの程度の濃度が最適と明言されているわけではなく、この濃度範囲内であっても激しく腐食したとの報告もある。本研究では9Cr-1Mo鋼を例にとり、酸化被膜中およびLBE中の拡散を考慮した腐食モデルを作成し、腐食モデルから推定される腐食抑制策について検討を行った。また、LBE中における9Cr-1Mo鋼の腐食を低減しつつ、流れのあるループ環境における低温部での流路閉塞を防止するための最適酸素濃度の算出を試みた。その結果、LBE中における9Cr-1Mo鋼の腐食形態は、酸化被膜厚さと拡散層厚さの比や、LBE中の鉄濃度、温度等により変化し、その成膜挙動から、緻密被膜生成、沈殿被膜生成、被膜溶解の三つに分類した。腐食を抑制するには、緻密被膜生成条件を維持できるように酸素濃度を調整することが重要であり、そのためにはLBEに浸漬する前に10m程度以上の予備酸化被膜をつける必要がある。従来報告でよく用いられる約1010wt%という酸素濃度は、酸化被膜がある程度成長した場合の最適酸素濃度であり、被膜が薄い場合は、より高い酸素濃度が必要になると推察された。

核破砕標的循環試験装置(IMMORTAL)の開発

大林 寛生; 八巻 賢一*; 吉元 秀光*; 北 智士*; Wan, T.*; 佐々 敏信

JAEA-Technology 2021-035, 66 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-035.pdf:4.26MB

大強度陽子加速器施設(Japan Proton Accelerator Research Complex; J-PARC)では、加速器駆動システム(Accelerator-Driven system; ADS)による核変換技術の実現に資する研究開発を行うため、核変換実験施設(Transmutation Experimental Facility; TEF)の建設を計画している。2つの施設で構成されるTEFの内、ADSターゲット試験施設(TEF-T)では、溶融鉛ビスマス合金(Lead-Bismuth Eutectic alloy; LBE)を核破砕ターゲットおよび冷却材として用いるターゲットシステムを導入して陽子ビームを照射することにより、照射環境下でのLBEとADS構造材料候補材との共存性等のADS特有の課題に関する研究開発を行う。冷却材としての側面から見たLBEは、他の液体金属冷却材と同様に伝熱特性に優れ、ナトリウムに比べ化学的活性が低く水や空気と接触した際に火災などの事故に繋がる危険性がない。一方、一般に広く用いられるステンレス鋼等の構造材料に対し腐食性を示す他に、TEF-Tターゲットでは最大500Cに達する温度域で使用される等の理由から適応する計装や機器が限られる。このため、LBE用の機器について個別に研究開発や設計を進めてきた。LBEターゲットシステムの実現においては、これらの機器を統合して単体の大型装置として運用した際の機能や性能評価が重要である。本報告書では、LBEターゲットの一次冷却系および二次冷却系の実証試験の他、LBE用機器や計装の性能評価、遠隔によるメンテナンスを考慮した際の機器配置に関する課題抽出、さらに将来的にTEF-T施設で行う照射後試験に向けた非照射サンプルの供給を目的とした実規模試験ループである核破砕標的循環試験装置(Integrated Multi-functional MOckup for TEF-T Real-scale TArget Loop; IMMORTAL)の概要について報告する。

CFD analysis of natural circulation in LBE-cooled accelerator-driven system

菅原 隆徳; 渡辺 奈央; 小野 綾子; 西原 健司; 市原 京子*; 半澤 光平*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 10 Pages, 2022/03

JAEAでは、LBE冷却型加速器駆動システム(ADS)の研究開発を行っている。ADSは既存の臨界炉に比べて安全性が高いと考えられているが、除熱源喪失事象が生じた場合、炉心の破損の可能性が考えられる。これを回避するためDRACS(直接炉心補助冷却システム)を備えているが、その機器信頼性と流量確保が重要となる。本研究では、CFD解析によりADS炉容器内の自然循環時の流れを解析し、DRACS熱交換器位置において十分な流量が確保されるかを検討した。解析の結果、定格運転時の約4.3%の流量が確保され、崩壊熱が適切に除去されることを確認した。また、炉容器内のLBE流れを整えるために設けられている内筒の有無が、自然循環時にどのような影響を与えるかについても検討を行った。

A Plan of materials irradiation facility at J-PARC for development of ADS and high-power accelerator facilities

前川 藤夫

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011042_1 - 011042_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011042

加速器駆動核変換システム(ADS)開発にあたり、ビーム窓(BW)材料の開発は主要課題の1つである。BWは高エネルギー陽子及び核破砕中性子に、また約500Cの腐食性のある高温鉛ビスマス共晶(LBE)合金に曝される。また最近では、加速器施設の高出力化にあたり、高出力加速器のみならず高出力標的が放射線損傷や熱除去の点で律速となっている。ADSを含む高出力加速器施設のBW及び標的材料の放射線損傷研究に資するため、J-PARCのLinacにより供給される400MeV 250kWの陽子ビームを利用した材料照射施設の検討を行っている。標的にはADSの標的兼冷却材である流動LBE合金を用いる。標的中で鋼材を1年間照射下場合の放射線損傷は最大で10dpaとなり、これはADSのBWの年間放射線損傷量に相当する。現時点での施設概念では、本施設で効率的に照射後試験を行うためのホットラボを付設する。発表では、本施設の概要について述べる。

Modeling the processes of hydrogen isotopes interactions with solid surfaces

Chikhray, Y.*; Askerbekov, S.*; Kenzhin, Y.*; Gordienko, Y.*; 石塚 悦男

Fusion Science and Technology, 76(4), p.494 - 502, 2020/05

https://doi.org/10.1080/15361055.2020.1718854

The investigation of the mechanisms and dynamics of hydrogen isotopic interaction with solid surfaces (metals, ceramics, graphites, eutectics) in temperature and pressure ranges is important not only for the correct prediction of each isotope's evolution but also for substantiation of the safe operation of hydrogen-facing structural materials. The interaction of the hydrogen isotopes mix with the surface of solid metal or liquid eutectics is a complicated multistage H-D-T-O-solid interacting process depending on material property, environment, and the solid's surface parameters. To better understand the mechanisms of hydrogen isotopes interchange at a solid surface and to identify the limiting stages in the sorption-desorption processes, a reactor experiment of neutron irradiation was conducted with lithium-containing eutectics as tritium-generating media under the external flow of hydrogen. This work presents the model and results of its application to fitting the experimental results of tritium yield from the lithium-lead eutectics PbLiunder thermal neutrons irradiation at the IVG.1M reactor in Kazakhstan. The elaborated model and the approach used were also applied to the simulation of high temperature gas cooled reactor graphite corrosion in water vapors.

Visualization of phase distribution in lead-bismuth eutectic during one-dimensional solidification process

伊藤 大介*; 佐藤 博隆*; 齊藤 泰司*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 甲斐 哲也

Journal of Visualization, 22(5), p.889 - 895, 2019/06

https://doi.org/10.1007/s12650-019-00572-7

Solidification process of lead-bismuth eutectic (LBE) is one of the key phenomena to prevent flow channel blockage accident in an LBE-cooled accelerator-driven system. However, the solidification of liquid metal cannot be observed optically and it is difficult to detect noninvasively. In this study, the one-dimensional solidification process of the LBE was visualized by pulsed neutron transmission imaging. Neutrons have higher transmittivity to the LBE than X-ray and neutron transmission spectrum of the LBE sample can be obtained by pulsed neutron imaging technique. The solid and liquid phases of the LBE were identified during the solidification process by the presence or absence of Bragg edge in the measured neutron transmission spectrum, and the transient behavior of the solid-liquid interface could be visualized. In addition, the characteristic spatial distribution of the crystalline structure was found in Bragg-edge transmission image after the solidification.

Modeling of eutectic reaction between molten stainless steel and BC for severe accident simulations

Liu, 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。

Flow-accelerated corrosion of type 316L stainless steel caused by turbulent lead-bismuth eutectic flow

Wan, T.; 斎藤 滋

Metals, 8(8), p.627_1 - 627_22, 2018/08

https://doi.org/10.3390/met8080627

In this study, an LBE loop referred to as JLBL-1 was used to experimentally study the behavior of 316L SS when subjected to FAC for 3000 h under non-isothermal conditions. An orifice tube specimen, consisting of a straight tube that abruptly narrows and widens at each end, was installed in the loop. The specimen temperature was 450 centigrade, and a temperature difference between the hottest and coldest legs of the loop was 100 centigrade. The oxygen concentration in the LBE was less than 10 wt.%. The Reynolds number in the test specimen was approximately 5.310. The effects of various hydrodynamic parameters on FAC behavior were studied with the assistance of computational fluid dynamics (CFD) analyses, and then a mass transfer study was performed by integrating a corrosion model into the CFD analyses. The results show that the local turbulence level affects the mass concentration distribution in the near-wall region and therefore the mass transfer coefficient across the solid/liquid interface. The corrosion depth was predicted on the basis of the mass transfer coefficient obtained in the numerical simulation and was compared with that obtained in the loop; the two results agreed well.