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田辺 裕美*; 佐藤 稔*; 綿見 正和*; 大後 美道
PNC TN941 81-05, 235 Pages, 1981/01
高速増殖原型炉「もんじゅ」の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応事故に対する安全設計法の確立のため,動燃大洗工学センターの蒸気発生器安全性総合試験装置SWAT-3を用いて破損伝播試験が1979年より実施されている。この試験の目的は,伝熱管からの初期水リークが要因となってナトリウム-水反応により周囲伝熱管を損耗し,水リーク規模か拡大していく様相を実験的に把握する事にある。本報告書は,1979年8月に実施された第1回破損伝播試験の結果について記述したものである。試験は原型炉蒸気発生器の蒸発器の伝熱管束部を模擬した試験体3体を用いて,3回の注水試験(SWAT-3Run-8,9,10)を実施したもので,初期リーク率はそれぞれ36g/sec,68g/sec及び570g/secであった。主な試験結果を以下に述べる。Run-8,Run-10では1分前後で破損伝播が進行したが,Run-9では36分注水して,結局破損伝播を生じなかった。破損孔の最大のものは,注水ターゲット管で約5.7mm
,ガス加圧管18mm
33mmであった。破損伝播のメカニズムは,ウェステージか主であったと考えられる。ウェステージによる伝熱管損傷以外にも,伝熱管の曲がり(ボウイング)や脹らみ(バルジング)が見られた。ウェステージ率は,中リーク・ウェステージ試験の結果と同様に710-2mm/sec以下の値であった。
田辺 裕美*; 綿見 正和*; 山田 敏雄*; 佐々木 和一*; 渡辺 智夫*; 佐藤 稔*
PNC TN941 80-27, 272 Pages, 1980/02
高速増殖炉の蒸気発生器内で中規模の水リークが発生した場合のナトリウム-水反応ジェットによる隣接伝熱管への破損伝播の機構を解明し,原型炉級蒸気発生器に対する設計基準リーク率を求めるための一段階として,動燃大洗工学センター内の大リーク・ナトリウム-水反応試験装置SWAT―1を用いて,中リーク領域での伝熱管破損伝播試験を実施した。試験は約10
200g/secのリーク率の範囲で11回実施し,その結果をウェステージ率,二次破損孔径及びマルチ・ウェステージ現象と言う3点に注目して検討した。以下にその検討結果を述べる。ウェステージ率はL/D(L‥ノズル・ターゲット間距離,D‥ノズル孔径)に依存し,L/D=20-30に7102mm/secのピークを持つ。伝熱管群構造での二次破損時間はリーク率に依存しない。試験で得られた二次破損孔径の最大値は19mmであった。破損伝播の支配的要因はウェステージであって,オーバーヒーティングの影響は少ないものと思われる。マルチ・ウェステージの範囲はリーク率の増加と共に増大し,リーク率200g/secでは6本の伝熱管が無視できない程度のウェステージを受けた。
広井 博*; 佐藤 稔*; 田辺 裕美*; 綿見 正和*; 吉岡 直樹*; 堀 雅夫*
PNC TN941 79-04, 274 Pages, 1979/10
高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書はSWAT―3で実施された第5回大リーク・ナトリウム-水反応試験(Run―5)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―5で使用された内部構造物は,三菱重工(株)で設計製作されたものである。Run―5の注水率は,15kg/secであり,これはiso-velocitymodelによれは,伝熱管5本破断に相当する試験規摸であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボイド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で24.6kg/cm2aであり,蒸発器内での準定常圧力の最大値は7.6kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.23secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
田辺 裕美*; 高橋 憲二郎*; 綿見 正和*; 大後 美道; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-141, 198 Pages, 1979/09
高速増殖炉の蒸気発生器内で大リーク・ナトリウム-水反応事故が発生した場合,予熱されていない放出系配管で生じる可能性のある熱衝撃・配管閉塞の問題について,大リーク・ナトリウム-水反応試験装置SWAT-1を用いて実証試験を行なった。以下にその結果を示す。注水試験は4回実施し,"もんじゅ"SGとSWAT-1反応容器との内径比換算で伝熱管破断数DEG以上の大注水率のもの2回,同1DEG以下の小注水率のもの2回であった。放出系配管内での流動様相は,大注水率の場合,初期にナトリウム単相流に近い低ボイド率流が0.20.3秒続いてその後ボイド率0.9程度の高ボイド率流に変わる。これに対し低注水率の場合は,初期12秒にナトリウムの層状流が見られ,その後水素ガス単相流となる。大注水率の場合,極く初期を除けば熱流束の最大値は1106〔kcal/m2・h〕,熱伝達率の最大値は3104〔Kcal/m2・h・
〕である。小注水率の場合は更に小さい値となる。熱応力による歪量は,大注水率の場合8001,500
Strain程度で上記熱伝達率を用いた計算結果と良く一致する。ナトリウム凍結によって配管閉塞の起こり得る可能性はSWAT-1試験装置の体系ではほとんど考えられない。
広井 博*; 佐藤 稔*; 田辺 裕美*; 綿見 正和*; 吉岡 直樹*; 堀 雅夫*
PNC TN941 79-118, 282 Pages, 1979/06
高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウムー水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書はSWAT―3で実施された第4回大リーク・ナトリウム‥水反応試験(Run―4)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―4で使用された内部構造物は,東芝/石川島播磨重工業(株)で設計製作されたものである。三試験の主目的は伝熱管コイル上部(液面下640mm)でのナトリウム-水反応現象の解明にある。Run―4の注水率は,9.0kg/secであり,これはiso―velocitymodelによれば,「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管5本破断に相当する試験規模であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボイド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で14.7kg/cm2aであり,蒸発器内での準定常圧力の最大値は54kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.536secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
田辺 裕美*; 佐藤 稔*; 広井 博*; 綿見 正和*; 吉岡 真樹*; 堀 雅夫*
PNC TN941 78-154, 210 Pages, 1978/10
高速増殖原型炉「もんじゅ」の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT-3試験装置を用いて大リーク試験が行なわれている。本報告書は蒸気発生器安全性総合試験装置SWAT-3で1978年3月に実施された第6回大リーク・ナトリウムー水反応試験(Run-6)にて得られたデータについてまとめたものである。Run-6で使用された内部構造物は,日立製作所/バブコック日立(株)で設計製作されたものである。本試験の準定常注水率は初期9.4kg/secであり,これはiso-velocityモデルによれば伝熱管5.7本破断に相当する注水率であった。試験においては,圧力・歪・温度・液位・ボイド率・配管反力・加速度・変位・流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で12.0kg/cm2aであり,準定常圧力の最大値は5.1kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.58secで破裂し放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
広井 博*; 佐藤 稔*; 田辺 裕美*; 綿見 正和*; 吉岡 直樹*; 堀 正雄*
PNC TN941 78-93, 192 Pages, 1978/01
高速増殖原型炉「もんじゅ」の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書はSWAT―3で実施された第3回大リーク・ナトリウム-水反応試験(Run―3)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―3で使用された内部構造物は,東芝/IHIで設計製作されたものである。また,放出系配管取付位置は蒸発器側部である。Run―3の注水率は,8.8kg/secであり,これはiso-velocitymodelによれは,伝熱管3.5本破断に相当する試験規摸であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボィド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパィク圧力は,注水点近傍で16kg/cm2aであり,準定常圧力の最大値は5.0kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.56secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
田辺 裕美*; 綿見 正和*; 広井 博*; 佐々木 和一*; 佐藤 稔*
PNC TN941 78-78, 33 Pages, 1978/01
高速炉「もんじゅ」の蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応の安全性について,動燃にて実験的研究を実施中である。本報告は,大リーク・ナトリウム-水反応試験装置SWAT―1を用いて放出系特性試験を行ない,圧力計,
線ボイド率計,抵抗式ナトリウムボイド計等を組合わせて得られた結果を基に,放出系配管内流動の記述を試みたものである。実施された試験は,0.7および1.4Kg/secの注水率で5Kgの水を180Kgのナトリウムに注入した。その結果次の事が明らかとなった。1)放出管内流は初期のプラグ流/気泡流的な流れと,中期以後の環状流ないし,環状粉霧流的な流れとにはっきりと分れた。2)持続時間から言えば極めて短かい初期の流動で,総放出ナトリウム量の半分近い量が放出された。
吉岡 直樹*; 小石川 秋三*; 綿見 正和*; 大高 仁護*; 田辺 弘美*; 田中 信夫*; 山田 敏雄*
PNC TN941 78-32, 84 Pages, 1978/01
期間昭和52年4月1日昭和53年4月30日 目的高速増殖炉原型炉「もんじゅ」蒸気発生器伝熱破断事故時のナトリウム-水反応に対する安全性確認に貢献する。本報告は,動燃にて実施中の高速炉蒸気発生器の安全性研究のうち,大リーク・ナトリウム-水反応試験について,昭和52年度内に日本原子力学会等に口頭発表されたものにつき,発表原稿を加筆して研究速報としてとりまとめたものである。本報告に含まれる内容の要旨は以下のとおり。「もんじゅ」SGの水・蒸気系を計算対象とし,伝熱管ギロチン破断時の水リーク率を予測する計算コードSWAC-11を作成した。計算コード内容,各種係数の感度解析結果,および「もんじゅ」SGについての計算結果について概説した。「もんじゅ」SG二次系およびSWAT-3試験装置等を計算対象とし,大リーク事故時の準静圧特性を予測する計算コードSWAC-13を作成した。本コードの内容を概説し,SWAT-3試験について計算結果と試験結果との照合をおこない,コードの有効性を確かめた。SWAT-3試験装置のRUN‥3試験において,注水試験後,反応生成物の凝固による配管閉塞が生じた。このため,装置内の反応生成物の分布状況,反応生成物の化学分析,凝固点測定,および閉塞時の装置温度分布の調査をおこなった。調査結果につき定量的にとりまとめ報告する。放出系配管を流下するナトリウム-水素ガス二相流の挙働を明確にするために,SWAT-1試験装置の放出系流動様相を,各種計測器により得たデータをもとにして推定した。流れは,流動開始初期にはナトリウム・プラグ/気泡流であり,中期以後は環状流に遷移することが判った。放出系作動時に,放出系配管に作用する力について,SWAT-3試験装置のRUN-2,RUN-3試験の結果を整理した。この結果,作用力は反応容器の運動に起因する力,収納容器の運動に起因する力,流体力,熱膨張力の複合力であることが明らかになった。このうち流体力は,直接測定した値と流速計にて得られた流速からの換算値とが比較的よく一致することが示された。SWAT-3試験装置のナトリウム配管系にて測定された圧力波伝幡現象と,特性曲線法を用いる一次元圧力波伝幡計算コードSWAC-5Kの計算値との比較をおこなった。その結果,計算値と実験値は圧力波第1波通過までは良く一致するが
吉岡 真樹*; 綿見 正和*; 佐藤 稔*; Y.W.Shi*
PNC TN952 77-05, 87 Pages, 1977/05
ナトリウム加熱蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応時における、破断伝熱管からの水噴出率を求める目的で計算コード"SWAC-11"を作成した。 本計算コードでは、水の相変化を考慮しており、スブクール水、飽和水、加熱蒸気の噴出率計算が可能である。 計算手法は、伝熱管部に対し修正ICE法を、他の部分に対してボリューム・ジャンクションモデルを適用した。 また、本コードの基本的なチェックのために、簡単なモデルを対象とした計算を行い、さらに、大型体系への適用例として、"もんじゅ"クラスの蒸発器における伝熱管4本破断時の水噴出率を解析した。 本コードはJIS-FORTRANで書かれており、120Kバイトのコア容量を必要とする。伝熱管を76分割した場合、5000時間ステップの演算に要する計算時間はFACOM-230/58で約70分である。
秋元 徳三*; 高野 博*; 前野 陽治*; 堀 雅夫*; 佐藤 稔*; 田中 信夫*; 綿見 正和*
PNC TN941 76-84, 63 Pages, 1976/08
実施期間;1975年2月1日1976年1月31日目的;大リークナトリウム-水反応によって発生する急峻な圧力波の特性および圧力波の蒸気発生器構造材におよぼす影響について,十分な解明をおこなうため,液体ナトリウムに代る圧力伝播媒質を用いて模擬試験をおこない,高速増殖炉蒸気発生器の設計および安全性向上に資する。要旨動力炉・核燃料開発事業団と電力中央研究所は高速増殖炉蒸気発生器の設計および安全性向上に資する事を目的に「高速増殖炉蒸気発生器内におけるナトリウム-水反応による圧力波の伝播に関するシミュレーション試験」を行っている。本研究は,第一次共同研究の成果を基盤に,第二次共同研究として1)高速増殖炉用蒸気発生器内,内部構造物の等価断面積の評価方法の確立2)圧力波の蒸気発生器構造材におよぼす影響について試験解明を行ったものである。1)項については,蒸気発生器内に内部構造物がある場合の蒸気発生器内の総合等価断面積を求める手法を開発し,試験は高速増殖炉原型炉"もんじゅ"蒸気発生器に対象を絞り,実機と同一ピッチ,同一寸法の伝熱管群部の等価断面積を求め,次に,伝熱管群部とセンターパイプ部を想定した並列管路の場合の等価断面積について検証を行った。2)項については,急峻な内圧変化に対する容器壁の動的歪について検討を行った。
