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高速実用炉蒸気発生器におけるナトリウム-水反応時の隣接伝熱管内熱伝達特性

Heat transfer characteristics inside an adjacent tube thermally-affected by sodium-water reaction in steam generator of sodium-cooled commercial fast reactor

栗原 成計; 梅田 良太; 柳沢 秀樹*; 大島 宏之

Kurihara, Akikazu; Umeda, Ryota; Yanagisawa, Hideki*; Ohshima, Hiroyuki

高速炉蒸気発生器(SG)における伝熱管破損時には、高圧の水/蒸気がナトリウム(Na)中へ漏えいし、伝熱管束部にはNaと水との発熱反応によって高温・高速・腐食性の反応ジェットが形成される(Na-水反応)。この高温反応ジェットの熱的影響を受ける隣接伝熱管は、機械的強度の低下で内圧破裂(高温ラプチャ)し、破損伝播の可能性が懸念される。本研究では、隣接伝熱管への熱移行解析評価手法構築に不可欠となる伝熱管内(水側)の詳細な伝熱特性を把握することを目的として、高温ラプチャ評価上安全裕度が最も小さいとされるSG部分負荷運転条件である低質量流量・高サブクール水を通水した伝熱管に対し、反応ジェットを模擬した急速加熱試験を行った。伝熱管内表面温度及び熱流束を正確に推定し、それらの時間変化より管内の流動状況や伝熱特性を検討した。さらに、水側評価で用いる汎用ブローダウン解析コードRELAP5に適用されている伝熱相関式を改良した結果について報告する。

In the case of sodium-water reaction accident in a steam generator of sodium-cooled fast reactors (FRs), adjacent heat transfer tubes may be damaged due to high temperature environment of the reaction field. For the purpose of understanding the overheating tube rupture mechanism, an experimental study has been performed to clarify waterside heat transfer characteristics during up-flow in a vertical tube under the real plant part-load operation conditions in which safety margin is least. A test tube was heated rapidly and the time averaged heat flux was estimated using an inverse solution. It was conformed that the heat transfer on the wall changed from nucleate boiling to transient-film boiling all over the heating section and dried-out surface spread from downstream toward upstream. We improved the heat transfer correlations applied to RELAP5 code and made sure the adequacy of these correlations to evaluate tube overheating.

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