電力中央研究所

報告書「電力中央研究所報告」は当研究所の研究成果を取りまとめた刊行物として、昭和28年より発行されております。 一部の報告書はPDF形式で全文をダウンロードすることができます。

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

T01040

タイトル(和文)

BWR燃料被覆管の耐食性に及ぼすZn注入の影響(その1) -ジルカロイ-2燃料被覆管耐食性評価のための加速条件の検討-

タイトル(英文)

Effect of Zinc Injection on BWR Fuel Cladding Corrosion (Part 1) - Study on an Accelerated Corrosion Condition to Evaluate Corrosion Resistance of Zircaloy-2 Fuel Cladding -

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

我国のBWRでは、放射線被曝のより一層の低減の観点から炉水中への亜鉛(Zn)注入の適用が検討されており、Zn注入による燃料被覆管の耐食性への影響を調べる必要が生じた。本報では、非照射下における耐食性評価に必要な加速条件を検討することを目的とし、実機の二相流を模擬できる試験装置を試作するとともに、耐食性と密接に関連するジルコニウム酸化物層の厚さに及ぼすボイド率、温度等の腐食加速因子の影響を定量的に評価し、以下の知見を得た。(1) ボイドセンサーおよび高速度カメラによるその場観察ならびに二相流解析を行った結果、ボイド率は最大60%程度となり、実機条件に近い二相流を得ることができた。(2) 熱流束、ボイド率の増加に伴うジルコニウム酸化物量の増加は認められなかった。一方、温度による腐食加速効果は顕著で、実機温度(288℃)から350℃に上昇させると腐食量は約2.5倍となった。

概要 (英文)

Japanese BWR utilities have a plan to apply zinc injection to the primary coolant in order to reduce radioactivity accumulation on the structure. Prior to applying the zinc injection to BWR plants, it is necessary to evaluate the effect of zinc injection on corrosion resistance of fuel cladding. The objective of this report was to examine the accelerated corrosion condition for evaluation of BWR fuel cladding corrosion resistance under non-irradiated conditions, as the first step of a zinc injection evaluation study. A heat transfer corrosion test facility, in which a two-phase flow condition could be achieved, was designed and constructed. The effects of heat flux, void fraction and solution temperature on BWR fuel cladding corrosion resistance were quantitatively investigated. The main findings were as follows.(1) In situ measurements using a high-speed camera and a void sensor together with one dimensional two-phase flow analysis results showed that a two-phase flow simulated BWR core condition can be obtained in the corrosion test facility. (2) The heat transfer corrosion test results showed that the thickness of the zirconium oxide layer increases with increasing solution temperature and is independent of heat flux and void fraction. The corrosion accelerating factor was about 2.5 times in the case of a temperature increase from 288oC to 350oC.

報告書年度

2001

発行年月

2002/04

報告者

担当氏名所属

河村 浩孝

狛江研究所界面科学部

神戸 弘巳

狛江研究所界面科学部

古谷 正裕

狛江研究所原子力システム部

キーワード

和文英文
水化学 Water Chemistry
BWR BWR
燃料被覆管 Fuel Cladding
亜鉛注入 Zinc Injection
軽水炉 Light Water Reactor
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