高速炉蒸気発生器におけるナトリウム-水反応を模擬した急速加熱伝熱管ラプチャ実験, 2

Rapid heating tube rupture simulation experiments in case of sodium-water reaction in steam generator of sodium-cooled fast reactor, 2

栗原 成計 ; 梅田 良太 ; 下山 一仁 

Kurihara, Akikazu; Umeda, Ryota; Shimoyama, Kazuhito

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の蒸気発生器(SG)では、伝熱管からの水漏えい時には、伝熱管材料の機械的強度が低下に起因した内圧膨出型の破損(高温ラプチャ)が生じ、2次Na冷却系統へ破損伝播することが懸念される。高温ラプチャ評価では、伝熱管温度に相当するクリープ強度を破損クライテリア(材料強度基準値)として、管壁のフープ応力との大小比較により破損を判断するため、材料強度基準値の妥当性確認が非常に重要となる。本研究では、単管試験と同様の条件で、二重伝熱管(Mod。9Cr-1Mo鋼)を対象に急速加熱ラプチャ実験を行い、破損応力を定量評価し、内外管の一様加熱条件において材料強度基準値の妥当性を確認した結果について報告する。

Overheating tube rupture of adjacent tubes arises from water/steam leak in steam generators of sodium-cooled fast reactors. It is very important to predict the tube wall stress (tube wall temperature) with a high degree of accuracy on evaluation of overheating tube rupture, and is crucial to estimate quantitatively material strength standard which is one of the major influencing factor. In this report, rapid heating tube rupture experiments were conducted on the double-walled tube (Mod.9Cr-1Mo steel) under the same experimental conditions as those in the single-walled tube experiments, and evaluated quantitatively failure hoop stress and failure time. The authors confirmed the validity of the existing stress strength standard under the conditions that the double-walled tubes were uniformly heated.