Failure probability evaluation for steam generator tubes with wall-thinning

山口 義仁; 真野 晃宏; Li, Y.

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

加圧水型原子炉の重要機器の構成要素である蒸気発生器(SG)伝熱管では、経年劣化による局部減肉が報告されている。確率論的リスク評価やリスク情報を活用した意思決定に資するため、減肉の存在が確認された場合の伝熱管の破損確率の増加を評価する必要がある。また、SG伝熱管の破損確率を計算するためには、減肉を有する伝熱管の破裂圧力を評価する手法が必要である。本研究では、国内及び米国の破裂試験結果に基づき、減肉を有するSG伝熱管を対象とした既存の破裂圧力評価手法を改良し、精度の向上を図った。また、改良した破裂圧力評価手法を用いて減肉寸法を変えながら、通常運転から過渡条件における破損確率を算出し、減肉寸法と破損確率の関係を定量的に求めた。本論文では、上記破裂圧力評価手法の改良及び改良した破裂圧力評価手法を用いて算出した破損確率について報告する。

Corrosion in nuclear fuel reprocessing plants; Corrosion in boiling nitric acid

加藤 千明

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.4, p.528 - 563, 2020/08

https://doi.org/10.1016/B978-0-12-803581-8.11628-5

使用済み燃料の再処理プラントに使用されるPUREXプロセス法では、核分裂生成物,ウラン,プルトニウムの分離に硝酸が使用される。このPUREXプロセスは、使用済み燃料から生じる酸化性金属イオンを含む高濃度の硝酸溶液を高温で用いられるため、非常に腐食性が高くなる。本解説では、硝酸のユニークな化学的性質を最初に説明する。その次に、沸騰伝達における硝酸における酸化力の発現プロセスを、酸化還元電位と沸騰硝酸の熱力学的モデルを使用して説明する。最後に、再処理環境に固有の腐食挙動と腐食促進メカニズムを、溶液化学の観点から説明する。

Liquid film behavior and heat-transfer mechanism near the rewetting front in a single rod air-water system

和田 裕貴; Le, T. D.; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.100 - 113, 2020/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1659872

The rewetting front propagation may occur when the fuel rod is cooled by the liquid film flow after it is dried out under accident conditions for BWR cores. Our previous study has revealed importance of precursory cooling, defined as a rapid cooling just before the rewetting, which has a significant effect on the propagation velocity. To understand the mechanism of the precursory cooling, we conducted heat transfer experiments using a single heater rod contained inside the transparent glass pipe to measure heat transfer behavior with simultaneous observation using a high-speed camera. The results showed characteristic effects of the wall temperature on the liquid film flow and liquid droplets formation at the rewetting front, i.e. sputtering. Even when the liquid film flows in rivulets under adiabatic condition, horizontally uniformed rewetting front was observed with increasing wall temperature due to enhanced flow resistance by sputtering. This sputtering effect was also confirmed from observations of the liquid film thickness, which increased with approaching the rewetting front. Heat transfer coefficients were predicted roughly well with a single-phase heat transfer correlation with entrance effects, suggesting the thinner thermal boundary layer downstream of the rewetting front may be one of the precursory cooling mechanisms.

海水プール核沸騰素過程に関する研究

上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之

第54回日本伝熱シンポジウム講演論文集(CD-ROM), 8 Pages, 2017/05

東京電力福島第一原子力発電所事故時の海水注入が伝熱流動へ与える影響を、その物理現象を含めて理解するため、海水及び蒸留水を用いてプール核沸騰実験を行い、プール核沸騰素過程に与える海水の影響について検討した。その結果、海水を用いた場合、沸騰核が減少した。この沸騰核の減少は、沸騰や二次気泡の形成、及び熱伝達表面の過熱度の増加に影響を及ぼすことを確認した。また、濃縮された海水では、海水塩析出層が伝熱面上に形成され、その厚さの増加に伴って熱抵抗が増加し、加熱面上の沸騰による冷却性能が大幅に低下することで、伝熱面が焼損することを確認した。これは、蒸留水での伝熱面焼損とは異なる物理機構であり、海水の場合は蒸留水よりも低い発熱量でも伝熱面が焼損する可能性がある。

高クロム鋼伝熱管の急速加熱ラプチャ実験

梅田 良太; 栗原 成計; 下山 一仁

JAEA-Technology 2016-030, 50 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-030.pdf:5.22MB

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管が貫通破損した場合、高温・高速かつ高アルカリ雰囲気の反応ジェットが生成される(ナトリウム-水反応)。反応ジェットが隣接する伝熱管全体を覆うと、伝熱管の高温化によって機械的強度が低下し、伝熱管内圧で膨出破損に至ることがある(高温ラプチャ)。高温ラプチャの評価では、伝熱管温度に相当する伝熱管材料のクリープ強度を材料強度の基準値(破損クライテリア)としており、内圧による管壁のフープ応力と当該破損クライテリアを比較することで破損を判断する。このため、高温ラプチャ現象を模擬した伝熱管破損実験から得られる知見を踏まえて、破損クライテリアの妥当性を確認することが非常に重要である。本報告書では、原子力機構が所有する伝熱管破損模擬試験装置(TRUST-2)を用いて、高クロム系鋼の細径伝熱管の単管試験体及び密着型の二重試験体を対象に、最高1500Kまでの超高温条件で内圧加圧型の急速加熱伝熱管ラプチャ実験を行い、破損形態や破損強度特性などを明らかにするとともに、破損クライテリアの妥当性を検討した。

Effect of cladding surface pre-oxidation on rod coolability under reactivity initiated accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(11), p.1083 - 1090, 2004/11

https://doi.org/10.3327/jnst.41.1083

反応度事故(RIA)条件下で被覆管表面予備酸化膜が燃料棒の冷却性に及ぼす影響を調べた。照射済燃料棒の表面では膜沸騰遷移(DNB)が抑制され、またクエンチが早く生じるため、結果的に未照射燃料棒よりも冷却性が高いことがNSRR実験により示されてきた。沸騰遷移に影響を与え得る要因を考察した後、最も可能性が高いと考えられる表面予備酸化膜の影響について、未照射燃料に対するパルス照射実験により検証を行った。被覆管表面の条件としては、酸化膜無し,1ミクロン及び10ミクロン厚酸化膜付の3通りを用意した。温度計測結果により、酸化表面では温度及び燃料エンタルピに関するDNB発生しきい値が上昇し、同時に、クエンチ発生温度が上昇することで膜沸騰継続時間が短縮されることが示された。これら限界熱流束点及び極小熱流束点の変動は表面ぬれ性の増大により起こり得る。本実験においては、酸化膜の厚さではなくその有無が結果を左右していることから、酸化時の表面粗さ増大ではなく、酸化による化学ポテンシャルの変化が表面ぬれ性に影響を与えたと考えられる。

Effects of heat-transfer on corrosion of zirconium in a boiling nitric acid solution

加藤 千明; 矢野 昌也*; 木内 清; 杉本 克久*

Corrosion Engineering, 52(1), p.53 - 67, 2003/01

沸騰硝酸環境におけるジルコニウムの耐食性に及ぼす伝熱の影響を各硝酸濃度で調べた。伝熱面及び等温浸漬面における腐食減量と電気化学的分極曲線を測定した。その結果、ジルコニウムの腐食速度は等温浸漬面よりも伝熱面の方が大きくなることが明らかになった。その速度は硝酸濃度と溶液温度の上昇により大きくなった。沸騰伝熱面における硝酸の酸化力上昇は、伝熱面上での熱分解による亜硝酸濃度の低下と沸騰バブルによって分解生成物が溶液から排出されることにより引き起こされる。沸騰伝熱面における12mol/dm硝酸水溶液の酸化還元電位はジルコニウムの一次不働態皮膜の破壊電位に非常に近づいた。これは、核燃料再処理プロセスの沸騰伝熱面において応力腐食割れが生じることを示唆している。

円管内の伝熱流動に及ぼす多孔性材料の影響

植村 拓也*; 武田 哲明; 一宮 浩一*

日本機械学会山梨講演会講演論文集(020-4), p.49 - 50, 2002/10

伝熱面を加工することなく流路内に繊維状の金属細線を挿入し、熱伝導率及び伝熱面積の拡大を利用した伝熱促進法において、熱伝導率の高い銅線を用いて空隙率が高い場合の熱伝達,圧力損失などの基本特性を調べる実験を行った。その結果、レイノルズ数1500から5000の範囲において平滑管の場合より20%以上の伝熱促進効果が得られた。流路壁温度が240以下の場合、ポンプ動力一定条件下では、熱伝達率が1.3から1.5倍増大した。

リブ付き狭隘矩形流路における限界熱流束,1; 実験装置と予備実験

木下 秀孝; 寺田 敦彦*; 神永 雅紀; 日野 竜太郎

JAERI-Tech 2001-061, 43 Pages, 2001/10

JAERI-Tech-2001-061.pdf:5.21MB

陽子ビーム窓やセーフティハルの構造設計では、冷却水量を低減して中性子吸収量を抑制する観点から、低流速の狭隘流路構造とする必要がある。低流速で高熱伝達率を維持するために、製作性の良い2次元リブ付き流路に着目して、安全性にかかわる限界熱流束(CHF)を調べる実験に着手した。本報では、従来のリブ付き流路における熱伝達特性をまとめ、さらに、実験装置の概要と予備実験の結果を報告する。予備実験では、リブのない流路に対して壁面摩擦係数は約3倍,熱伝達率については約2倍の値を得、限界熱流束は従来のモデルとほぼ同一の値を示した。

舶用原子炉(MRX,DRX)蒸気発生器伝熱管の簡易流力振動評価

斉藤 和男*; 石田 紀久

JAERI-Tech 2001-039, 25 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-039.pdf:0.94MB

大型船舶用原子炉MRX及び深海調査船用原子炉DRXにおいては、蒸気発生器を原子炉容器に内装する一体型構造を採用している。蒸気発生器はヘリカルコイル貫流型であり、多数のコイル(伝熱管)が、炉心を内包する原子炉容器内筒を取り巻くようにアニュラー空間内に設置されている。この伝熱管の管外流及び管内流により発生すると予想される流力振動を簡易計算により評価し、支持点ピッチの妥当性を検討した。