Design and modification of steam generator safety system of FBR MONJU

高速増殖原型炉もんじゅにおける蒸気発生器安全系の設備設計と改造について

松浦 真; 羽鳥 雅一; 池田 真輝典

Matsuura, Makoto; Hatori, Masakazu; Ikeda, Makinori

ナトリウム冷却型高速増殖炉の「もんじゅ」において、蒸気発生器の水漏洩事象は重大な安全評価事項の一つである。もんじゅは蒸気発生器内の水漏洩検知として、小規模漏洩に水素計、中規模漏洩にカバーガス圧力計、大規模漏洩にラプチャーディスク開放検知棒を用いる。設計事象として、1本の伝熱管破断が隣接する3本の伝熱管破断へ伝搬するという想定で2次系機器の健全性が評価されている。しかし、最新の評価コードを適用した場合、最も厳しい条件で高温ラプチャー型破断に対する裕度が小さいことがわかった。この改善には事象発生時のナトリウム・水反応時間の短縮が要求され、より早期の水漏洩検知とさらに急速なブローダウンを可能とする必要がある。現在、もんじゅは併せて本改造を実施中であり、蒸気逃し弁の追加,カバーガス圧力計の追加・設定値変更,圧力上昇検出を容易とするためダンプタンクとのガス連通弁の小口径化を実施している。改造後、蒸気発生器の設計裕度は大きく向上する。

MONJU is a prototype Fast Breeder Reactor (FBR) in Japan. The sodium-water reaction in the steam generator (SG) is one of the important safety assessment items for a sodium cooled reactor like MONJU. A latest evaluation method on the design margin against the overheating tube rupture showed that it had not enough margins on the present SG system in the worst case. For improving that margin, it needs to shorten the time of the sodium-water reaction by earlier water leak detection in the SG and sooner water ejection from the SG tubes. Therefore MONJU is now carrying out the following modification works (1) addition of steam relief valves, (2) addition of a gas pressure gauge with changing the interlock logic and lowering the trigger level, (3) reducing the opening of the valves on the SG gas flow line to the dump tank because of earlier detection for the pressure rise. After this modification, the design margin of the SG system will be sufficiently improved. For the tube materials, the value of the cumulative damage for the creep failure will be much smaller than 1, and the equivalent stress for the ductile failure will be much smaller than the tensile strength.