シビアアクシデント時における炭化ホウ素制御材の損傷及び酸化に係わる実験及びモデルに関する文献調査

• Material Type: 文書・図像類
• Title: シビアアクシデント時における炭化ホウ素制御材の損傷及び酸化に係わる実験及びモデルに関する文献調査
• Author/Editor: Zheng, X.; 石川 淳; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結
• Author Heading: Zheng, X.; 石川 淳; 伊藤 裕人; 玉置 等史; 丸山 結
• Publication Date: 2014-06
• Publication Date (W3CDTF): 2014-06
• Alternative Title: Literature review on experiments and models associated with degradation and oxidation of boron carbide control material during severe accidents
• Periodical title: JAEA-Review 2014-016
• Text Language Code: eng
• Target Audience: 一般
• Note (General): Boron carbide (B$_{4}$C) is one kind of neutron absorbing control rod/blade materials used in light water reactors (LWRs). In Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (NPS), all units used B$_{4}$C as absorber material. The degradation of control rod/blade will affect the early phase of in-vessel core melt progression. Furthermore, the release of carbon compound gases including carbon dioxide (CO$_{2}$) as well as boron compounds due to the oxidation of B$_{4}$C with steam is possible to affect source terms of radioactive materials. Past experiments related to B$_{4}$C degradation and oxidation and numerical modeling in severe accidents codes are investigated in the current report with a main view to apply the acquired knowledge into the modification of THALES-2 developed at JAEA as an integral severe accident analysis code. The eutectic interactions of B$_{4}$C with other materials such as stainless steel and Zircaloy will lower the melting point of control rod/blade. The Nagase's correlations for eutectic interaction are selected as one of candidates to be applied into THALES-2. The oxidation reaction of B$_{4}$C with steam will release considerable amount of thermal energy, and form CO$_{2}$, boric acids and boron oxide, which could make an impact onto source terms by changing the pH value of a water pool where those dissolve. The IRSN correlation is chosen to be used in the modeling of oxidation reaction in THLAES-2.; 炭化ホウ素(B$_{4}$C)は軽水炉における制御材の一つであり、福島第一原子力発電所では全号機において用いられている。B$_{4}$C制御棒/ブレードの損傷は、原子炉容器内における早期の炉心溶融に影響する。また、B$_{4}$Cの水蒸気酸化による二酸化炭素(CO$_{2}$)を含む炭素化合物やホウ素化合物の発生は、放射性物質のソースタームに影響を及ぼす可能性がある。本報告書では、原子力機構において整備しているシビアアクシデント総合解析コードTHALES-2の高度化を視野に入れて、B$_{4}$Cの損傷及び酸化に係わる既往の実験及びモデル化について文献調査を行なった。制御棒/ブレードの溶融温度はB$_{4}$Cとステンレス鋼やジルカロイとの共晶反応により低下する。既存の共晶モデルを検討し、NagaseらのモデルをTHALES-2に組み込むモデルの一つとして選定した。また、B$_{4}$Cと水蒸気との酸化反応により大量の熱が放出されるとともに、CO$_{2}$やホウ酸,酸化ホウ素が生成され、それらが溶解することにより、ソースタームに影響を与える水相のpH値が変化し得る。B$_{4}$Cの水蒸気酸化については、フランス放射線防護原子力安全研究所(IRSN)が開発した酸化反応速度モデルをTHALES-2に導入するモデルの候補として選定した。
• Source: /JAEA-Review-2014-016.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Review-2014-016.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: Boron carbide (B$_{4}$C) is one kind of neutron absorbing control rod/blade materials used in light water reactors (LWRs). In Fukushima Daiichi Nuclea...