「常陽」MK-III冷却系機器の設計・製作; 主中間熱交換器

Design and Manufacture of JOYO MK-III Heat Transport System; Main Intermediate Heat Exchanger

近藤 等士; 礒崎 和則 ; 川原 啓孝 ; 冨田 直樹

Kondo, Hitoshi; Isozaki, Kazunori; Kawahara, Hirotaka; Tomita, Naoki

高速実験炉「常陽」では、照射能力の高度化に向けたプロジェクト(MK-III計画)を進めている。MK-III計画は、炉心の高速中性子束を高める、照射運転時間を増やす、照射技術を向上させることを目的としている。熱出力は、炉心の中性子束を高めることでMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。よって、その除熱能力を高めるため、原子炉冷却系機器のうち、主中間熱交換器(50MW/基2基)及び主冷却機(25MW/基4基)をはじめとした冷却系機器を交換するための改造工事を2000年10月30日から2001年9月21日間実施した。改造工事においては、改造範囲を極力少なくする観点から既設設備の配置を変更しないとの条件の中で、主中間熱交換器の必要交換熱量(70MWt/基)を確保した。MK-III用主中間熱交換器の設計では、伝熱・流動特性、圧力損失、流力振動、機器区分・耐震クラスの考え方、構造の特徴を踏まえた機械的強度、遮へい機能といった種々の面からの検討を行うと共に、主要構造材料に高温でのクリープ破断及びクリープ疲労特性を向上させた316FRを採用した。これにより、旧主中間熱交換器の改善点及びMK-III条件(出入口温度差(T)の増大、流量の増加)に伴う以下の問題点を解決した。(1)旧主中間熱交換器(A)で生じていた熱交換量に寄与しない無効流の抑制(2)旧主中間熱交換器(B)で生じていた放射性腐食生成物(CP)の付着抑制(3)流量増加に伴うナトリウム液面低下(4)熱過渡緩和本報告書は、MK-III用主中間熱交換器の設計・製作にあたっての特徴、設計に対する考え方、各種設計データをまとめたものである。なお、(3)項については、2003年2月から3月に実施した総合機能試験(その2)において設計の妥当性を確認した。(1)項及び(4)項については、2003年8月から11月に実施される性能試験で確認すると共に、(2)項については、今後運転を継続していく中でCP測定データを蓄積することにより設計の妥当性を明らかにする。

The MK-III project to improve the irradiation capability of the experimental fast reactor JOYO have been in underway.The MK-III project has three major purposes such as increasing high neutron flux, improvement of plant availability factor and upgrading in irradiation techniques. The increase of fast neutron flux and the enlargement of that field increase the reactor thermal rate from 100MWt to 140MWt. The main components in the cooling system such as intermediate heat exchangers (IHXs) and dump heat exchangers (DHXs) were replaced in MK-III modification in order to increase heat removal capability. These components replacement has been safely carried out from October 30, 2000 to September 21, 2001.The new IHX that has 70MWt rated heat exchange rate was installed to the location where old one was installed, so the mew IHX was designed with almost same geometry as old one. The design was carefully reviewed on structural integrity, shielding performance, thermal hydraulics, pressure loss, flow induced vibration and component design criterion and earthquake-proof class. A newly developed stainless steel named 316FR was adopted as a major structure material of the new IHX. The 316FR was developed for usage of sodium cooled fast reactor and has improved creep rupture and creep fatigue strength. In the design the following problems to be solved were cleared, These problems arise from defect of old IHX, increase of temperature difference between outlet and inlet and increase of sodium flow rate.(1)Reduction of ineffective flow to increase the heat transfer efficiency.(2)Suppression of CP(Corrosion Products) adhesion.(3)To prevent falling down of sodium free surface accompanied by increase of sodium flow.(4)Mitigation of thermal transient.This report describes the specific characteristic in the design and manufacturing, design data and principle of the design for the new IHX. The design was proved on above mentioned problem (3) by measurement of sodium free surface lev