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蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャ型破損評価手法の整備と適用(3)

The Development and Application of overheating failure model of FBR steam generator Tubes (III)

三宅 収; 浜田 広次; 田辺 裕美; 和田 雄作; 宮川 明; 岡部 綾夫; 中井 良大

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高速増殖炉の蒸気発生器における伝熱管破損事故(ナトリウム-水反応事故)の評価に関連して、事故発生時の高温ラブチャ型破損による隣接伝熱管への破損伝播の有無に係る評価手法を整備した。また、この評価手法を用いて「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管の健全性を評価した結果について整理した。主な内容は以下の通りである。 (1)伝熱管材料強度については、時間依存のクリープ破断強さを強度評価の基本とすることとし、2・1/4Cr-Mo鋼の摂氏700度$$sim$$摂氏1200度のクリープ試験データを取得し、それに基づく評価基準値を策定した。また、この評価基準値が誘導加熱による伝熱管破損模擬試験結果とも整合することを確認した。(2)ナトリウム-水反応による反応域と管外熱伝達率を求め、反応域モデルとしてコサイン温度分布を設定した。(3)伝熱管内の冷却条件(水・蒸気の伝熱相関)については、ヘリカルコイル型蒸気発生器の伝熱相関式に加え、限界熱流束(CHF)相関式並びにPosr-CHF伝熱相関式を組合せて設定した。(4)整備した評価手法を用いて、SWAT-3試験及び米国LLTR試験条件の解析を行い、本評価手法に十分な保守性があることを確認した。また、1987年の英国PFR事故で高温ラブチャ型破損が生じた原因と事故後に行われた改造の有効性について、上記評価手法を適用して定量的に示した。 (5)この評価手法を採用した「もんじゅ」蒸気発生器に関する解析では、カバーガス圧力計信号によって伝熱管破損を検出した場合、カバーガス圧力計検出の機能強化と水ブローの性能強化を図った設備改造後の「もんじゅ」において給水流量を定格、40%給水、10%給水運転条件のいずれのケースとした場合でも隣接する伝熱管に高温ラプチャ型の破損伝播が発生しないことを確認した。

The model has been developed for the assessment of the overheating tube failure in an event of sodium-water reaction accident of fast breeder reactor's steam generators (SGs). The model has been applied to the Monju SG studies. Major results obtained in the studies are as follows: (1)To evaluate the structural integrity of tube material, the strength standard for 2.25Cr-1Mo steel was established taking account of time dependent effect based on the high temperature (700-1200$$^{circ}$$C) creep data. This standard has been validated with the tube rupture simulation test data. (2)The conditions for overheating by the high temperature reaction were determined by use of the SWAT-3 experimental data. The realistic local heating conditions (reaction zone temperature and related heat transfer conditions) for the sodium-water reaction were proposed as the cosine-shaped temperature profile. (3)For the cooling effects inside of target tubes, LWR's studies of critical heat flux (CHF) and post-CHF heat transfer correlations have been examined and considered in the model. (4)The model has been validated with experimental data obtained by SWAT-3 and LLTR. The results were satisfactory with conservatism. The PFR superheater leak event in 1987 was studied, and the cause of event and the effectiveness of the improvement after the leak event could be identified by the analysis. (5)The model has been applied to the Monju SG studies. It is revealed consequently that no tube failure occurs in 100%, 40%, and 10% water flow operating conditions when an initial leak is detected by the cover gas pressure detection system.

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