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

https://doi.org/10.3390/thermo1020011

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 2000C) in severe accidents. However, the study of SiC steam oxidation in conventional test facilities in water vapor atmospheres at temperatures above 1600C 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.

Oxidation of silicon carbide in steam studied by laser heating

Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝; 古本 健一郎*; 佐藤 寿樹*; 石橋 良*; 山下 真一郎

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.670 - 674, 2019/09

Silicon carbide (SiC) has recently attracted much attention as a potential material for accident tolerant fuel cladding. To investigate the performance of SiC in severe accident conditions, study of steam oxidation at high temperatures is necessary. However, the study focusing on steam oxidation of SiC at temperatures above 1600C is still certainly limited due to lack of test facilities. With the extreme oxidation/corrosion environment in steam at high temperatures, current refractory materials such as alumina and zirconia would not survive during the tests. Application of laser heating technique could be a great solution for this problem. Using laser heating technique, we can localize the heat and focus them on the test sample only. In this study, we developed a laser heating facility to investigate high-temperature oxidation of SiC in steam at temperature range of 1400-1800C for 1-7 h. The oxidation kinetics is then being studied based on the weight gain and observation on cross-sectioned surface of tested sample using field emission scanning electron microscope. Off-gas measurement of hydrogen (H) and carbon monoxide (CO) generated during the test is also being conducted via a sensor gas chromatography. Current results showed that the SiC sample experienced a mass loss process which obeyed paralinear laws. Parabolic oxidation rate constant and linear volatilization rate constant of the process were calculated from the mass change of the samples. The apparent activation energy of the parabolic oxidation process was calculated to be 85 kJ.mol. The data of the study also indicated that the mass change of SiC under the investigated conditions reached to its steady stage where hydrogen generation became stable. Above 1800C, a unique bubble formation on sample surface was recorded.

The Effect of oxidation and crystal phase condition on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube-under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.112 - 122, 2016/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1025884

In order to investigate the effect of oxidation and crystal phase condition on the ballooning and rupture behaviors of cladding tube under simulated loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions, laboratory-scale experiments were performed in which internally pressurized non-irradiated Zircaloy-4 (Zry-4) cladding specimens were heated to burst in steam and argon gas conditions. Values of the maximum circumferential strain were normalized by dividing them by engineering hoop stress at the time of rupture. The dependence of the normalized value on burst temperature and the relationship between the normalized value and the length, width and area of rupture opening were evaluated. The correlation between the normalized value and the burst temperature suggested that the fraction of the phase in Zry-4 cladding specimens affected the strain in the specimens and the oxidation of specimens suppressed the amount of ballooning of the specimens. The relationship between the normalized value and the length, width and area of rupture opening indicated that the length, width and area of rupture opening depended on the crystal phase condition in Zry-4 cladding specimens irrespective of atmosphere in the case of the heating rate of 3 K/s.

Oxidation kinetics of low-Sn Zircaloy-4 at the temperature range from 773 to 1573 K

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(4), p.213 - 219, 2003/04

https://doi.org/10.3327/jnst.40.213

さまざまな冷却材喪失事故条件に適用できる酸化速度式を評価するため、7731573Kという広い温度範囲において低スズ・ジルカロイ-4被覆管の等温酸化試験を行った。12731573Kでは調べた時間範囲について、773~1253Kでは900sまでの時間範囲について、酸化は2乗則に従った。一方、1253K以下での長時間酸化は、3乗則でよりよく表されることが明らかになった。重量増加に関し2乗則あるいは3乗則定数を評価し、それらの温度依存性を表すアレニウスタイプの式を求めた。3乗則から2乗則への変化及び酸化速度定数の温度依存性に見られる不連続性は、ZrOの相変態によるものであることが示された。

Oxidation of zircaloy-4 under limited steam supply from 900 to 1,400C

上塚 寛; 大友 隆; 川崎 了

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(10), p.928 - 930, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jnst.23.928

軽水炉の炉心損傷事故時におけるジルカロイ被覆管の酸化挙動を明らかにするために、微量の水蒸気供給条件(0.136mg/cm・min)の下でジルカロイ-4の酸化試験を実施した。各試験温度に対して、明らかな供給水蒸気速度の臨界値が認められ、それ以上の供給速度では反応量(酸化重量増)が一定値となった。この結果から水蒸気欠乏(steam starvation)の影響が見られる水蒸気供給速度範囲を各試験温度に対して決定した。その値は1000Cにおける酸化の場合約1.0mg/cm・min、1400Cの場合には約4mg/cm・minであった。又、従来のジルカロイ-水蒸気酸化試験における水蒸気供給速度条件より12オーダー小さい条件(30mg/cm・min)で得た試験結果から反応速度定数の温度依存式を決定した。この結果は文献値と極めて良い一致を示した。したがって、本実験で求めた臨界値以上の水蒸気供給速度条件では通常の酸化が生じると結論できる。

高温で酸化されたジルカロイ管上に生成する層構造酸化膜

本橋 治彦; 古田 照夫

JAERI-M 82-005, 14 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-005.pdf:0.69MB

軽水炉用燃料被覆管ジルカロイ-4を1000Cおよび1050Cで水蒸気-水素混合ガス気流中で酸化させ、表面に生成された酸化膜の特性について、X線回折法によって調べた。試料表面には混合ガスの組成によって、2種類の酸化膜、即ち単斜晶ZrOから成る単層および単斜晶・正方晶ZrOとZrOからなる多層の酸化膜が生成される。単層の酸化膜が形成される場合の酸化速度は、放物線則に従っているが、多層酸化膜の場合は、酸化の初期において直線則に従っている。また多層酸化膜が形成される時、ジルカロイ中には多量の水素が吸収されている。多層酸化膜は、表面付近で単斜ZrO、中間層では単斜晶と正方晶ZrOがそして酸化膜と金属との界面ではZrOによって構成されている。正方晶ZrOは酸化時間の増加と共に単斜晶ZrOへと変化していることも認められた。

LOCA時内面酸化によるジルカロイ被覆管の脆化; 模擬燃料棒による内面酸化実験・2UO-水蒸気反応および急冷の影響

上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了

JAERI-M 9681, 19 Pages, 1981/09

JAERI-M-9681.pdf:0.8MB

軽水炉のLOCA時に燃料棒が破裂した場合に生じる内面酸化によるジルカロイ被覆脆化におよぼすUO-水蒸気反応および急冷の影響を調べるために、UOペレット内蔵模擬燃料棒を用いて内面酸化実験を行った。模擬燃料棒を流速1.6g/cm・minの水蒸気流中で破裂させ、9001150Cの各温度で4分間等温酸化した。酸化後のジルカロイ被覆脆化挙動は100Cでのリング圧縮試験で調べた。その結果、内面酸化したジルカロイ被覆の脆化は主に吸収水素量に影響されることがわかった。吸収水素量の分析値は最大で2050wt.Ppmであり、AlOペレット内蔵模擬燃料棒を用いた実験結果と定量的にほぼ一致した。また、UO-水蒸気反応による付加的な脆化は認められなかった。したがって、LOCA条件下の破裂燃料棒内におけるUO-水蒸気反応はほとんど生じないと考えられる。酸化後空冷したジルカロイ被覆と水中に急冷したジルカロイ被覆の間での脆化挙動の差はほとんど認められなかった。

LOCA時内面酸化によるジルカロイ被覆管の脆化; 模擬燃料棒による内面酸化実験,1

上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了

JAERI-M 9445, 37 Pages, 1981/04

JAERI-M-9445.pdf:1.82MB

軽水炉のLOCA時に燃料被覆管が破裂した場合に生じる内面酸化による披覆管脆化挙動を明らかにするために、水蒸気流中で模擬燃料棒破裂・酸化実験を行った。その結果、内面酸化した燃料被覆管の脆化は被覆中に吸収された水素による水素脆化であることが明らかになった。100Cにおけるリング圧縮試験の結果、ジルカロイ被覆管は酸化温度が1000C以上の場合、吸収水素量200300w.T.Ppm以上で脆化することがわかった。酸化温度が932972Cの場合には500750w.T.Ppm以上で脆化していた。被覆中に吸収された水素はprior-結晶粒界近傍に1m以下の微細な水素化物として析出していた。破裂開口中心から軸方向に1545mm離れた位置に水素吸収のピークがあった。水素吸収のピーク位置が酸化条件の違いによって変化することから内面酸化に伴う被覆中への水素吸収は内面の雰囲気、特に水素と水蒸気の体積比(V/V)に影響されると考えられる。

Products at the surface of zircaloy cladding under a LOCA condition

古田 照夫; 本橋 治彦

Journal of Nuclear Materials, 95(3), p.303 - 306, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90372-4

軽水炉の冷却材喪失事故時に燃料棒が破裂すると、ジルカロイ被覆管は外面だけでなく内面も水蒸気と酸化反応を起こす。この時、内面の酸化膜は外面の稠蜜な被膜と異なった多孔質な被膜となる場合がある。ふたつの酸化膜について生成物の同定をX線回折によって行った。その結果、稠蜜な被膜は単斜晶ジルコニアであるのに対して、多孔質な被膜は単斜晶および正方晶ジルコニアの混合物であることが判った。さらに、多孔質被膜に認められる立方晶の回折線についても同定を行ない、従来あまり明確にされていないZrOであることを確認した。

ジルカロイ被覆管からみた合金設計への期待

原山 泰雄; 古田 照夫

材料科学, 16(4,5), p.173 - 179, 1979/00

大型電算機を使用して、使用目的に適した合金を設計する法が開発されつつある。本論文は合金設計そのものを論じたものではない。軽水炉被覆管(ジルカロイ)を使用する者から見てジルカロイにどのような性質の改善が望ましいかを考えてみた。通常運転時では、焼きしまりと出力急昇時に影響を与えているクリープ強度と被覆寿命を左右する腐食の問題を取り上げ、今後の被覆材質改良の方向を示唆した。事故時として冷却材喪失事故時の被覆のふるまいを解説し、高温強度と酸化による脆化について被覆材質の改良ではかなりむずかしいことを示した。