並列タイトル等The development and application of overheating failure model of FBR steam generator tubes
一般注記高速炉蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャに対する健全性評価のため、動燃では次の研究を進めてきた。1)超高温材料データの取得と構造健全性評価法の整備2と1/4Cr-1Mo鋼の高温(700$\sim$1200$^{\circ}C$)クリープ試験データを取得し、高温、短時間破裂である高温ラプチャ特性を踏まえて時間依存のクリープ破断評価法に基づく材料基準値を策定した。また伝熱管破損模擬試験(TRUST-2)により本評価法を検証した。2)ブローダウン時の減圧特性を含む伝熱管内流動解析手法の整備本ブローダウン解析に使用するBLOOPHと汎用コードであるRELAP-5とで実機ブローダウン解析結果の比較を行い、両者が良好な一致を示すことを確認した。また、ナトリウム-水反応時の入熱を考慮した管内蒸気流モデルを開発した。3)ナトリウム-水反応試験データに基づく定量的な検証過去のナトリウム-水反応試験データから保守的に求めた反応域温度と管外熱伝達率を用いてSWAT-3試験及び米国LLTR試験の解析を行い、クリープ破断モードよりも延性破断モードが早期に現われること、破断時間は実際の試験結果よりもかなり短時間の保守的な結果となることを示した。これらの結果を踏まえて、PFR大リーク事故及び高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管破損の再評価を行った。主な結果は、以下のとおり。1.1987年の英国PFRの事故が多数の伝熱管破損に至った最大の原因は、事故当時過熱器に高速減圧系が設置されていなかったためであることが、上記評価法を適用して定量的に示された。2.以上の検証解析結果を踏まえて選定した保守的なパラメータを用いて、「もんじゅ」条件での100\%、40\%、10\%の各定常運転から水ブローまでの解析を行い、いずれの場合も高温ラプチャが発生する条件に至らないことを確認した。3.管束部中下部ではブロー途中に伝熱管内部流量が低下するため、安全裕度が相対的に小さくなるが、蒸気ブロー弁の増設による水ブローの高速化が裕度拡大方策として有効であることを示した。
The following items have been studies to evaluate overheating failure of FBR generator heat transfer tubes: (1)To establish a structural integrity analysis method. The strength standard values for 2.25Cr-1Mo steel was established taking account of time dependent effect to overheating failure mechanism based on high temperature (700 - 1200$^{\circ}$C) creep data and was validated by tube rupture simulation test data. (2)To improve and validate blow down analytical method. The analytical result by use of BLOOPH, the FBR blow down code, was compared with that by use of RELAP-5, the general purpose thermo-hydraulic code, and a good agreement was obtained. (3)To quantitatively validate the entire overheating analysis model by sodium water reaction data Sodium-water reaction tests of SWAT-3 and LLTR were analyzed using above mentioned analytical method. The ductile fracture occurred earlier than the creep fracture in the analysis and the comparison of tube failure times with the experiments showed sufficient conservativeness. Based on the above studies, the analytical method was applied to PFR superheater leak event and the Monju steam generator accidental analysis. The followings were quantatitively shown through the analysis: (1)The most important cause that multi-tube failure occurred in the 1987 PFR superheater-2 leak is that the superheater did not equip a fast steam dump system at the time of the leak event. (2)Overheating failure will not occur under any operational conditions of Monju in both steady state and transient phases such as water/steam blow-down. (3)Although safety margin becomes small when the water/steam flow rate becomes small during the blow-down, the modification of the plant such as hastening blow-down by equipping more relief valves will drastically improve the safety margin.
一次資料へのリンクURL/PNC-TN9410-98-029.pdf （fulltext）
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System