High-temperature oxidation failure in reactivity-initiated accidents; An Evaluation of failure criteria based on oxygen concentration from the previous NSRR experiments

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 勝山 仁哉

Nuclear Engineering and Design, 442, p.114222_1 - 114222_15, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114222

For near-term application, coated-Zr alloy claddings show potential for enhancing safety by providing better oxidation resistance and minimizing hydrogen absorption under design-basis accidents (DBA). This benefit could extend the burnup and operational cycles of fuel rods. In assessing safety, reactivity-initiated accidents (RIA) are considered as one of the DBA conditions. The current safety criteria for high-temperature oxidation failure, one of the failure modes linked to RIA, are defined by peak fuel enthalpy values that range from 205 to 270 cal/g. This wide variability presents challenges when attempting to generalize criteria for modified-Zr alloy claddings with superior oxidation resistance. Therefore, it may be more relevant to apply failure criteria based on embrittlement mechanisms, such as oxygen concentration in the -Zr phase. This study aimed to assess the failure based on both peak fuel enthalpy and cladding embrittlement by analyzing previous NSRR experiments conducted with conventional materials using the RANNS fuel performance code. The findings suggest that the failure criteria associated with cladding embrittlement can provide a rational evaluation of failure behavior compared to the existing criterion based on peak fuel enthalpy. The local failure criterion leading to the formation of through-wall cracks during quenching is consistent with Chung's proposal (NUREG/CR-1344): -Zr thickness of 0.9 wt% oxygen is less than 0.1 mm, and this corresponds to approximately 35% BJ-ECR.

NSRR制御棒校正表の妥当性の検証

求 惟子; 安掛 寿紀; 柳澤 宏司

JAEA-Technology 2024-015, 30 Pages, 2025/01

JAEA-Technology-2024-015.pdf:1.36MB

NSRR定期事業者検査の反応度抑制効果確認検査(正ペリオド法、制御棒落下法)において使用している制御棒校正表について、その妥当性の検証を行った。制御棒校正表は、逆時間方程式により即発臨界未満でのステップ状の反応度投入量と正ペリオドの関係を計算した表(DOUBLING TIME-REACTIVITY)と遅発臨界状態からステップ状の負の反応度を投入した場合の出力減衰曲線から改良落下法により反応度投入量を計算した表(DECAY OF NEUTRON FLUX AFTER INSTANTANEOUS REDUCTIONOF REACTIVITY)で構成され、その作成は1975年頃に遡る。この制御棒校正表には、数値の出典、計算に使用したデータ等の記録が十分に示されていないため、その妥当性について改めて検証を行った。検証では、NSRRのパラメータを使用した逆時間方程式により正ペリオドと反応度の関係を解析的に評価するとともに、改良落下法については軽水型原子炉動特性解析コードEUREKA-2によって制御棒校正表の数値の再評価を行った。その結果、再評価した数値と、制御棒校正表の各表に示されている数値との差の標準偏差は、いずれも0.035%未満であり、実用上十分な一致を示すことから、制御棒校正表は妥当であることを確認した。

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.

シビアアクシデント統合評価解析コードSPECTRAを用いた炉心損傷解析

石田 真也; 内堀 昭寛; 岡野 靖

第28回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2024/06

本研究では、炉心損傷事故の起因過程から遷移過程までの一貫解析も可能な炉心損傷挙動評価モジュールの開発を行い、ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の原子炉全体の挙動を一貫して評価する解析コードSPECTRAに導入した。本モジュールを含むSPECTRAの統合的な妥当性確認の一環として、混合酸化物(MOX)燃料炉心における炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失事象(ULOF)を対象とした解析を実施し、冷却材の沸騰から燃料ピンの破損、損傷領域の拡大に至るまでの高速炉の炉心損傷事故を評価するための機能がSPECTRAに備わっていることを確認した。

Numerical study of initiating phase of core disruptive accident in small sodium-cooled fast reactors with negative void reactivity

石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(5), p.582 - 594, 2024/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2243949

To improve the safety of future SFRs, the development of SFRs with low void reactivity has been promoted. Small SFRs can have a negative void coefficient of reactivity, so the analysis of the CDA event sequence in small SFRs is valuable for the investigation of the reactor characteristics for the future research and development of SFRs. In this study, the typical initiating events of a CDA in small SFRs were evaluated with the computational code, SAS4A. The event progression of ULOF and UTOP in the low void reactivity reactor is found to be slow due to the effective operation of the negative reactivity feedback and the absence of significant positive reactivity insertion. No power excursion occurs in the initiating phase. In ULOF, the cladding melt and relocation behavior becomes more important for the evaluation of the event progression due to its positive reactivity.

Attempts to estimate the amount of contamination by Cs and Sr in cracked concrete considering realistic contamination conditions

山田 一夫*; 洞 秀幸*; 丸山 一平*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; 東條 安匡*; 渋谷 和俊*; 細川 佳史*; 五十嵐 豪*; 駒 義和

Proceedings of Waste Management Symposia 2024 (WM2024) (Internet), 7 Pages, 2024/03

Estimation of Cs and Sr contamination of concrete below the turbine pits after the Fukushima Daiichi NPP accident was carried out. Considerations were based on the type of cement and aggregate used, drying, carbonation and cracking of the concrete, and the contamination history, i.e. contact with contaminated water after a one-day immersion in seawater from the tsunami. The relationship between crack density and the amount of contaminated concrete was determined from the reproduction of crack density and the acquisition of apparent diffusion coefficients for cracked and uncracked areas from the immersion experiment with contamination history.

DGA resinを用いたY分離法のヒト歯や海水魚骨中のSr測定への適用

小荒井 一真; 松枝 誠; 青木 譲; 寺島 元基

KEK Proceedings 2023-2, p.155 - 160, 2023/11

本発表では、DGA resinを用いたY分離法のヒト歯や海水魚骨中のSr測定への適用結果を報告する。

硬組織を指標とした福島第一原発事故後の野生動物へのSrとCsの取り込みの研究

小荒井 一真

放射化学, (47), p.24 - 27, 2023/03

歯や骨は硬組織と呼ばれ、形成時期のみに組織の基質が沈着し、形成後には組織が入れ替わらないという特徴をもつ。この特徴を活用することで、ウシの歯のSr測定から福島第一原子力発電所(1F)事故による環境中のSrの汚染の変化があったことを明らかにした。この成果などにより申請者が日本放射化学会奨励賞を受賞したことに伴い、本記事ではこれまでの研究成果について解説する。

Spin gap in the weakly interacting quantum spin chain antiferromagnet KCuPOHO

藤原 理賀; 萩原 雅人; 森田 克洋*; 村井 直樹; 幸田 章宏*; 岡部 博孝*; 満田 節生*

Physical Review B, 107(5), p.054435_1 - 054435_8, 2023/02

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.107.054435

= 1/2ハイゼンベルグ直線鎖反強磁性体は、最も単純なスピンモデルであるが、様々な量子多体現象のプラットフォームを提供する。この論文では、準一次元反強磁性体KCuPOHOの磁性を報告した。 = 11.7(1)Kにおいて、格子整合な長距離反強磁性秩序が形成され、その磁気モーメントの大きさは0.31(1) である事がわかった。また鎖内相互作用と鎖間相互作用の大きさはそれぞれ172Kと4.25(4)Kと見積もられ、/の比は0.0247(3)である。中性子非弾性散乱実験により、より高温では、一次元ハイゼンベルグ量子スピン鎖の特徴である連続体励起スペクトルが観測され、より低温では、分散励起にスピンギャップが観測された。これらの結果は、弱く結合した = 1/2ハイゼンベルグスピン鎖系で観測される性質と一致する。

Characterizing SEU cross sections of 12- and 28-nm SRAMs for 6.0, 8.0, and 14.8 MeV neutrons

高見 一総*; 五味 唯美*; 安部 晋一郎; Liao, W.*; 真鍋 征也*; 松本 哲郎*; 橋本 昌宜*

Proceedings of IEEE International Reliability Physics Symposium (IRPS 2020) (Internet), 6 Pages, 2023/00

https://doi.org/10.1109/IRPS48203.2023.10118134

ソフトエラー評価の際に広く用いられているJEDEC規格では、ソフトエラー率(SER: Soft Error Rate)の計算では10MeV以上の中性子の影響のみが考慮されている。しかしながら、環境中性子は10MeVいかの成分も存在する。そこで本研究では、12nmおよび28nmのSRAMを対象とした、低エネルギー中性子起因シングルイベントアップセット(SEU: Single Event Upset)断面積の特徴を調査する。14.8MeVから6MeVにおけるSEUイベント断面積の変化率は、65nmバルクSRAMと比べて12nm FinFET SRAMおよび28nmバルクSRAMでは緩やかであることを実験的に明らかにした。この結果は、地上環境における次世代SRAMのソフトエラー発生率の見積もりにおいて、10MeV以下の中性子の重要性が高まることを意味する。