高速炉蒸気発生器における伝熱管破損事象に関する研究,24; セルフウェステージ現象解明実験手法の開発

Study on sodium-water reaction phenomena in steam generator of sodium-cooled fast reactor, 24; Development of experiment method for self-wastage behavior due to sodium-water reaction

阿部 雄太  ; 下山 一仁 ; 梅田 良太 ; 菊地 晋  ; 栗原 成計 ; 大島 宏之

Abe, Yuta; Shimoyama, Kazuhito; Umeda, Ryota; Kikuchi, Shin; Kurihara, Akikazu; Ohshima, Hiroyuki

ナトリウム冷却高速炉(SFR)蒸気発生器(SG)の伝熱管に生じた貫通亀裂から水/蒸気が漏えいすると、ナトリウム(Na)と水との化学反応に伴い伝熱管外表面より腐食が進行する(セルフウェステージ)。セルフウェステージが継続すると、貫通亀裂での腐食進行が内壁に達し水/蒸気の漏えい量が増大するため、プラントが停止するとともに伝熱管群に大きな損傷を与える。このため、SFRの安全評価を目的に、多次元Na-水反応解析コードを用いたセルフウェステージ解析手法を開発している。本研究では、セルフウェステージ解析手法の基本検証に必要なデータを取得するため、セルフウェステージ試験装置(SWAT-2R)を新たに製作し、リーク孔を加工した実機伝熱管を用いた実験手法について報告する。

Self-wastage may take place due to corrosion related to chemical reaction between sodium and water in case of water/water vapor leak from the penetration crack on a tube of steam generator (SG) in sodium-cooled fast reactor (SFR). SFR plant and SG would be damaged by self-wastage when the corrosive thinning progressed up to inner wall of tube. Therefore, multi-dimensional sodium-water reaction analysis code has been developing for safety evaluation of SFR SG. The authors have constructed the experimental method to clarify self-wastage behavior using self-wastage experiment rig (SWAT-2R) and test specimen with fine leak hole.