First freezing experiments with a molten mixture of boron carbide and stainless steel in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors

江村 優軌; 松場 賢一; 菊地 晋; 山野 秀将

Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11

Assuming the CDA of SFRs, the eutectic melting between BC as a control rod material and stainless steel (SS) as a structural material could occur below their melting points. After that, the mixture produced by eutectic melting between BC and SS (BC-SS mixture) would relocate inside or outside of the original core region. From the viewpoint of core reactivity changes, the relocation behavior of BC-SS mixture induced by its melting/freezing behavior, is one of the key elements to evaluate the CDA consequences. Many experimental studies on freezing behavior using core materials and its simulants, including molten UO, SS, tin, wood's metal have been reported in the past. Based on these experimental findings, the freezing/blockage model for the severe accident simulation code was established and discussed through analyses of freezing process. Specifically, it has been considered that the experimental correlation of melt-penetration length was a key indicator to quantitatively describe freezing behavior. However, there was no experimental data for the freezing behavior of actual BC-SS mixture. Therefore, the freezing experiments of BC-SS mixture were conducted to investigate the freezing and blockage behavior inside a flow path such as fuel pin bundle. In the freezing experiments, BC powder and SS block were heated up to around 1,750 K using a graphite heating furnace, then BC-SS mixture flowed down into an SS pipe for cooling below 750 K. The experimental results showed that the BC-SS mixture solidified and resulted in the blockage in the SS pipe with 4 mm or 6.7 mm in inner diameter, respectively. Furthermore, the observations for cross section of SS pipe suggested that the BC-SS mixture penetrated deeper than molten SS. This difference is considered to be influenced by decrease of the melting point.

Effect of BC 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 CHI. 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.

Thermophysical properties of stainless steel containing 5mass%-BC 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 1000C. 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.

BC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

https://doi.org/10.3327/taesj.J14.021

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。

High temperature interaction between zircaloy-4 and stainless steel type 304

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。

High temperature interaction between zircaloy-4 and inconel-718

上塚 寛; 永瀬 文久; 大友 隆

Journal of Nuclear Materials, 246(2-3), p.180 - 188, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00104-9

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。

高温におけるジルカロイ被覆管とインコネル製スペーサーグリッドの反応性

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛; 古田 照夫

JAERI-M 90-165, 35 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-165.pdf:3.39MB

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。

ナトリウム冷却高速炉条件における炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶反応可視化基礎実験

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。