Influence of steam flow rate on oxidation kinetics of silicon carbide at 1400-1600 C

Pham V. H.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 石橋 良*; 佐々木 政名*

Corrosion Science, 255, p.113098_1 - 113098_9, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2025.113098

Being expected as materials for accident tolerant fuel cladding tube, oxidation behavior and kinetics of silicon carbide (SiC) under extreme conditions like severe accidents must be elucidated. In this study, oxidation tests of SiC at 1400-1600 C for 1-5 h, at atmospheric pressure, under two different flow rates of HO/Ar gas mixture have been conducted to investigate the influence of steam flow rate on the formation of SiO scale and its subsequent volatilization. The oxidation tests were conducted via a newly developed test facility using laser as a heat source. Oxidation kinetics of SiC was evaluated via mass change of samples before and after the oxidation tests. Parabolic oxidation rate representative for SiO formation and linear volatilization rate reflecting its volatilization were calculated, based on these mass changes. The Arrhenius dependence of the parabolic oxidation and linear volatilization rate constants were then plotted. Results of this study indicated that SiC exhibits excellent performance under the conditions investigated. Steam flow rate has a significant influence on volatilization of SiO but has minor effects over its formation. Oxidation of SiC in steam at high temperature may follow mass gain or mass loss regime, depending on the steam flow rate. Two oxidation patterns were suggested and discussed. In the first oxidation pattern, the SiO formation is dominated over its volatilization. The second oxidation pattern (steady stage) is reached when the SiO formation rate is equivalent to its volatilization rate. Time to reach this steady stage was defined, based on the parabolic oxidation rate and linear volatilization rate.

MCNPによるJMTR炉心加熱率の計算

長尾 美春

日本原子力学会モンテカルロ法による粒子シミュレーションの現状と課題, p.219 - 223, 2002/01

近年の軽水炉や核融合炉の材料についての照射試験においては、線による照射効果が着目されており、照射試料の温度予測の点からより正確な加熱率データが必要とされるなど、照射場特性として線が重要視されるようになってきた。そこで、JMTR炉内の線分布に関し、モンテカルロ手法を用い、より高精度な評価の検討を開始した。モンテカルロコードMCNPにより計算した加熱率を入力として、温度計算コードGENGTCで計算した試料温度は、測定データに対して-20~+10%の範囲であった。以上から、モンテカルロ手法を用いて3次元詳細モデルにより解析した加熱率データを用いて温度計算を行うことにより、照射試料の温度を実用的な精度で評価できる見通しが得られた。

Benchmark experiment on bulk shield of SS316/water with simulated superconducting magnet

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 前川 洋; 春日井 好己; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 42, p.267 - 273, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(97)00188-9

超伝導電磁石(SCM)に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために、超伝導電磁石模擬実験を行った。SCMの構造は層状に模擬し、導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ。SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した。1MeV以下の中性子スペクトル、反応率、線スペクトル、線発熱率をSCM領域内で測定した。また、BC/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った。実験解析は、MCNP4AとDOT3.5コードで行い、JENDL Fusion File とFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた。MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40%以内で一致したが、自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は、SCM内で実験値を大幅に過小評価した。また、SCM内の核発熱で、微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した。

Measurement of gamma-ray spectra and heating rates in iron and stainless steel shields bombarded by deuterium-tritium neutrons and validation of secondary-gamma-ray data in evaluated nuclear data libraries

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Nuclear Science and Engineering, 126(2), p.187 - 200, 1997/06

https://doi.org/10.13182/NSE97-A24472

D-T中性子を入射した鉄及びステンレス鋼遮蔽体中において、線スペクトルと線核発熱率を測定した。しきい反応による2次線に加え、核融合炉遮蔽にとって重要な低エネルギー中性子の捕獲反応に伴う2次線の測定も行った。本測定と以前に同体系で行われた中性子測定の結果を合わせ、4種の評価済み核データファイル(JENDL-3.1,-3.2,-Fusion File,FENDL/E-1.0)の2次線データの妥当性評価を行った。その結果、JENDL-3.1と-3.2の14MeV中性子に対する鉄の線生成断面積が過大であり、JENDL-3.1では捕獲反応に伴う線の全エネルギー量が不適切であることが分かった。JENDL Fusion FileとFENDL/E-1.0では2次線データとして重要であるエネルギーバランスが保たれているため、鉄及びステンレス鋼のしきい反応、捕獲反応の両者に伴う2次線に対して高精度なデータが与えられていることが分かった。

Benchmark experiment on copper with D-T neutrons for verification of secondary gamma-ray data in JENDL-3.1

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Engineering and Design, 28, p.753 - 761, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00234-X

核融合炉の超伝導磁石での核発熱は、ITER等の次期核融合装置の主要遮蔽設計パラメータであり、これには銅の2次線データが深く係わる。そこで銅体系についてD-T中性子場での積分実験を行い、線スペクトル、核発熱を測定した。また、輸送計算コードMCNP,DOTとJENDL-3.1を使った解析を行い、JENDL-3.1の銅の2次線データの検証を行った。その結果、D-T中性子によるしきい反応からの2次線データは妥当であるが、低エネルギー中性子の捕獲反応により放出される線については、そのスペクトルの形とエネルギーバランスに問題があることがわかった。

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-Research 94-043, 96 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-043.pdf:3.5MB

SS316は、ITER等の核融合炉次期装置の遮蔽材・構造材の最有力候補の一つである。94ITER/EDAのタスク(T-16)として、D-T中性子に対するSS316のバルク遮蔽性能を調べるベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径1200mm、厚さ1118mmのSS316製円筒体系(テスト領域)で、D-T中性子源から300mmの位置に設置した(体系1)。また、核融合炉の中性子場を模擬するため、D-T中性子源の周りを厚さ200mmのSS316で囲んだ体系(体系2)も用いた。測定項目は、i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)線スペクトル、v)線発熱率で、体系表面から体系内914mmまで測定を行った。得られたデータを相互比較し、実験データの整合性、中性子反射体の効果を調べた。実験解析は、別に第II部で述べられている。

Benchmark experiment on a copper slab assembly bombarded by D-T neutrons

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-M 94-038, 77 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-038.pdf:2.68MB

銅は核融合炉において、超電導磁石あるいは第一壁に使われるなど、非常に重要な材料である。銅の核データの検証を目的として、日本原子力研究所FNSのD-T中性子源を使用してベンチマーク実験を行った。直径629mm、厚さ608mmの純銅製円柱状実験体系をD-T中性子源から200mmに設置した。その体系内において、i)MeV,keVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子反応率、iii)即発、崩壊線スペクトル、iv)線核発熱率、を測定した。本レポートは得られた実験データをまとめたものである。

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies

今野 力; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 小迫 和明*; 前川 洋

Fusion Technology, 21(3), p.2169 - 2173, 1992/05

ITERのような次期核融合装置の遮蔽設計の精度向上を目指し、原研FNSにおいて、一連の核融合遮蔽実験を開始した。その第1段階として、SS316を用いたバルク遮蔽実験が行なわれた。実験には2つの体系が使われた。一つは、SS316の円筒体系(直径1.2m、厚さ1.12m)で、D-T中性子源から0.3mの距離に設置された。もう一つは、D-T中性子源を囲む厚さ0.2mのSS316のソースキャンを追加したものである。体系内中性子スペクトルが、小型反跳陽子ガス比例計数管と14NE213を用いて測定された。ガンマ数スペクトルは40NE213を用いて、線核発熱率はTLDを用いて測定された。また、中性子スペクトルの指標として、U・Uの核分裂率及び放射化反応率分布も測定された。得られた実験データをもとに、次期核融合装置の遮蔽設計で用いられる核データと計算コードの妥当性がチェックされ、遮蔽設計の精度が向上すると期待できる。

Investigation of a Nb-Ti Cable-in-Conduit Conductor; Experimental Results

P.E.Phelan*

JAERI-M 87-013, 35 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-013.pdf:1.11MB

Nb-Tiでできた超伝導素線を束にして、ステンレス製コンジットに封入したタイプの導体の安定性について、誘導加熱法による測定を行なった。その結果、コンジット内にヘリウムを強制的に流すことにより、導体の安定性が顕著に増大することが示された。これまで一般には、ヘリウム強制流が導体の安定性には大きく寄与しないと言う考えが支配的であった事を考慮すると、新たな知見が示されたと判断できる。

冷却材喪失事故条件下での模擬燃料集合体の破裂試験,1; No.7805試験結果

橋本 政男; 大友 隆; 古田 照夫; 川崎 了; 上塚 寛

JAERI-M 9233, 53 Pages, 1980/12

JAERI-M-9233.pdf:5.31MB

軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験を行なった。この試験は流路閉塞量に影響を与えるいくつかのパラメーターを変代させて行ない、事故時に想定される流路閉塞量を定量的に明らかにすることを目的として、1977年から数回にわたり実施されている。本報告書は、今後行なわれる最終の解析に利用するため、1体毎のデータを中心としてまとめられたシリーズの一つで、No.7805集合体に関するものである。収められたデータは、燃料棒の温度、圧力そして膨れ破裂に関するものや、集合体の流路閉塞量などである。