高圧下ナトリウム-水反応予備解析

Preliminary analysis of sodium-water reaction under high pressure

大坪 章; 寺田 正文

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数百気圧の高圧下で使用される深海炉について、耐圧殻海水漏洩事故を仮想し、この時更に深海炉システムの一部であるベローズ式アッキュムレータが破断すると想定して、高圧下に於けるナトリウム-水反応の解析を行った。解析にはナトリウム-水反応解析コードSWACS/REG4を用いた。解析計算の基準ケースとしては、約1秒間で上記アッキュムレータが破断するという想定と、SWACS/REG4コードで今まで行ってきた高速増殖炉の熱交換器の伝熱管破損解析との対応から、今回の解析では水リーク率を0.128kg/sとして計算した。計算結果ではナトリウム-水反応の発生しているアッキュムレータ中の破断点と、原子炉容器の間にある口径2cm長さ1.5mの細い長い配管内で圧力波は減衰して、原子炉容器上部プレナム内には大きな圧力波は伝播しないことが分かった。解析では基準ケース以外に、圧力、水リーク率、及び耐圧殻内に残るガス空間の体積をパラメータとしたサーベイ計算も実施した。

Sodium-water reaction under the high pressure condition of several hundred times of atmospheric pressure was analysed based on the occurence assumption of a hypothetical sea water leakage accident through a pressure hull with the rupture of a bellows type accumulator concerning a deep sea reactor. The sodium-water reaction analysis code of SWACS/REG4 was used in the analysis. The basic calculation case of the analysis adopted the water leakage rate of 0.128 kg/s by considering the accumulator rupture time of 1 s and the water leakage rate used in the heat transfer pipe rupture accident analyses of FBR heat exchangers which had been performed by the code. The calculational result clarified no existence of pressure wave in the upper plenum of a reactor vessel, which was due to the attenuation of the wave in the long slender pipe of 1.5 m in length and 2 cm in inner diameter between the accumulater rupture point and the reactor vesssel. In the analysis, survey calculations were also performed by changing the parameter values of the pressure, the water leakage rate and the gas space volume remaining in the pressure hull.