高速炉蒸気発生器における伝熱管破損事象評価手法の開発

Development of multi-physics numerical simulation system for sodium-water reaction phenomena in steam generator of sodium-cooled fast reactors

大島 宏之; 栗原 成計 ; 山口 彰*; 高田 孝*; 奈良林 直*; 出口 祥啓*

Ohshima, Hiroyuki; Kurihara, Akikazu; Yamaguchi, Akira*; Takata, Takashi*; Narabayashi, Tadashi*; Deguchi, Yoshihiro*

ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG)内で伝熱管が破損すると、Na中に高圧の水・蒸気が漏洩して高温・高アルカリの反応ジェットを形成し、隣接伝熱管壁の損耗(ウェステージ)や局所的な温度上昇に伴う強度低下による内圧破裂(高温ラプチャ)で、破損伝播を引き起こす可能性がある。本研究では、既存炉SGの安全裕度定量評価や、将来炉SGの合理的な安全防護と財産保護、社会的受容性の向上に資することを目的として、汎用性の高い解析評価システムの構築に取り組んだ。ここでは昨今の計算機能力、解析・計測技術の進歩を背景に、SGフィジックス解析評価システムを開発することを目標とし、(1)現象解明・検証用データ取得のための試験研究、(2)機構論に基づくNa-水反応現象解析評価手法の開発、(3)長時間簡易解析評価手法の開発を実施した。本報では、約4年間にわたる研究開発成果を総括する。

When a heat transfer tube is failed in a steam generator (SG) of a sodium-cooled fast reactor (SFR), pressurized water and/or water vapor leaks into liquid sodium surrounding the tube and forms a reacting jet with high temperature and high alkali. This reacting jet might cause the secondary failure of adjacent heat transfer tubes due to wastage or over-heating tube rapture resulting in undesirable failure propagation. Therefore, the sodium-water reaction phenomenon (SWR) is one of the most important issues for the design and safety assessment of SFRs. The authors have carried out systematic experiments for the elucidation of SWR and developed a new multi-physics numerical simulation system which is based on mechanistic and theoretical modeling of SWR rather than empirical modeling and can contribute to detailed and quantitative evaluations of SWR in any types of SGs. This paper summarizes the results of four years' R&D activities.