蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3); Run-6試験結果 大リーク・ナトリウム-水反応試験(第11報)

Test results of Run-6 in steam generator safety test facility(SWAT-3); Report No.11; Large leak sodium-water reaction test

田辺 裕美*; 佐藤 稔*; 広井 博*; 綿見 正和*; 吉岡 真樹*; 堀 雅夫*

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高速増殖原型炉「もんじゅ」の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT-3試験装置を用いて大リーク試験が行なわれている。本報告書は蒸気発生器安全性総合試験装置SWAT-3で1978年3月に実施された第6回大リーク・ナトリウムー水反応試験(Run-6)にて得られたデータについてまとめたものである。Run-6で使用された内部構造物は,日立製作所/バブコック日立(株)で設計製作されたものである。本試験の準定常注水率は初期9.4kg/secであり,これはiso-velocityモデルによれば伝熱管5.7本破断に相当する注水率であった。試験においては,圧力・歪・温度・液位・ボイド率・配管反力・加速度・変位・流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で12.0kg/cm2aであり,準定常圧力の最大値は5.1kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.58secで破裂し放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。

Large Leak sodium-water reaction tests have been carried out using SWAT-3 facility in PNC O-arai Engineering Center to obtain the data on the safe design of the prototype LMFBR Monju's steam generator against large leak accident. This report describes the resulting data of Run-6 test. The heat transfer tube bundle of the evaporator used was fabricated by HITACHI/BABCOCK HITACHI. The water injection rate into the evaporator was 9.4 kg/sec, which corresponds to test scale of 5.7 tubes failure in actual size system according to iso-velocity modeling. Pressure, strain, temperature, sodium level, void, thrust load, acceleration, displacement, flow rate, etc were measured during water injection test. Initial spike pressure was 12 kg/cma nearest to injection point, and the maximun quasi-steady pressure in evaporator was 5.1 kg/cma. The rupture disc of evaporator was bursted at 0.58 sec after water injected, and the pressure relief system was well functioned. No secondary tube failure was observed.