高速炉SGウェステージ評価用液滴衝撃減肉試験

Evaluation of wastage by liquid impingement droplet erosion in steam generator of sodium-cooled fast reactor

新榮 邦彦*; 吉田 篤郎*; William, K.*; 奈良林 直*; 大島 宏之; 栗原 成計 

Arae, Kunihiko*; Yoshida, Atsuro*; William, K.*; Narabayashi, Tadashi*; Ohshima, Hiroyuki; Kurihara, Akikazu

Na-水反応時のウェステージ現象の評価は、おもにモックアップ試験を実施し、破損口からの水リーク率等により保守的に評価されてきた。しかし、今後高速炉が次世代プラントの1つとして開発されていくうえで、設計の短期化や合理的な安全防護,財産保護のために、機構論に基づく数値解析手法を用いた定量評価が望まれている。本研究では、液滴衝撃エロージョン現象(Liquid Droplet Impingement Erosion)に着目し、伝熱管の耐エロージョン性を評価することを目的とした高速回転円盤試験を実施し、高速炉で使用が検討されている伝熱管材料であるMod.9Cr-1Mo鋼を用いて液滴衝突速度,材料表面加工(表面ビッカース硬さ)によるエロージョン損傷評価について述べる。

In a Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), liquid sodium is used as heat transfer fluid to carry the energy from the reactor core to the steam generator (SG). In case of a SG tube failure, a defect occurring on a heat transfer tube will cause the high-pressure and high-velocity water steam to spout onto the low-pressure liquid sodium filling in the space around the tube, to initiate sodium-water reaction. The steam outflow (water, sodium and sodium hydroxide) of the reaction would impinge on neighboring tube to cause erosion/corrosion, which might lead to a secondary failure. In this study, relations between several parameters and erosion rate of Mod.9Cr-1Mo in anticipated sodium-water reaction conditions were evaluated.