Crud behaviors in high temperature water, I; Characterization of corrosion layer on type 304 stainless steel and Zircaloy-2

星 三千男; 立川 圓造; 諏訪 武; 佐川 千明; 米澤 仲四郎; 青山 功; 山本 克宗

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(7), p.612 - 621, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jnst.23.612

高温高圧水中のクラッドの原子炉一次冷却系材料への付着挙動を調べるため、JMTR OWL-1ループを用いて実験を行った。ここでは、OWL-1ループ水の性状を明かにした。ループ運転開始期には濃度の上昇が認められるが、定常状態では、可溶性クラッド20~30g/l,不溶性クラッド~1g/lの濃度を示す。構成金属元素の大部分はFeである。不溶性クラッド中のCoの比放射能値は可溶性のものよりほぼ1桁大きく、この系では素早い同位体交換反応が認められない。不溶性クラッド中の結晶性化合物の78%はMO型の金属酸化物,22%がMO型の酸化物である。FeおよびFeの比放射値はMO型酸化物中でMO型酸化物中よりも約2倍大きくなっている。