Na冷却型FBRの大型蒸気発生器設計研究; 水リークに対する取り組み

• Material Type: 文書・図像類
• Title: Na冷却型FBRの大型蒸気発生器設計研究; 水リークに対する取り組み
• Author/Editor: 木曽原 直之; 堀 徹; 惣万 芳人; 此村 守
• Author Heading: 木曽原 直之; 堀 徹; 惣万 芳人; 此村 守
• Publication Date: 2004-10
• Publication Date (W3CDTF): 2004-10
• Alternative Title: Designing Study on large-sized Steam Generators of Sodium cooled FBR; Measures to diminish the influence of water leak
• Periodical title: JNC TN9400 2004-062
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): Na冷却FBRでは蒸気発生器(以下、 SGと言う)の伝熱管破損時には、2次系のNaと水が直接接触し、発生水素や水・蒸気の圧力によって2次系ナトリウムの圧力が上昇する。この様な伝熱管破損時にはNa/水反応影響緩和・収束システムによって、中間熱交換器の健全性は確保され炉心やプラントの安全性に影響を及ぼすことなく、水リーク事象を収束できる。 しかし、実用炉ではプラントの安全性だけでなく、経済性や社会的受容性の高いプラントを検討しておく必要がある。すなわち経済性の観点では水リーク時おけるSGの財産保護や稼働率低下への影響を小さくする必要がある。さらに原子力プラント内でNa/水反応のような化学反応の可能性できるだけ排除することによって、一般公衆の安心感を向上させることも重要であると考えられる。 ここでは、Na・水反応の影響をできるだけ小さくすること及び技術的成立性を考慮して、(1) Na/水反応を排除できる可能性のある直管2重管型SG(2次系設置型)と、(2)国内で開発実績があり単管ながら高い信頼性のあるヘリカルコイル型SGの2つを候補として選定した。そしてこれら両SGについて、伝熱管貫通破損の防止や水リーク時の影響緩和の方策及びそのシステム構成について検討を行った。 2重管SGについては定検時の伝熱管のISI実施等によって内外管同時破損を防止する方策を検討した。この結果2重管のISI基礎試験や2重管破損解析によれば、内外管が同時貫通破損する前に欠陥を検知できる見通しが得られた。ただし、ISIによるき裂形状欠陥の検出性能やDNBき裂進展速度の詳細については要素試験や詳細解析が不可欠で、これらの結果を踏まえて2重管SGの信頼性向上方策の妥当性について評価しなければならない。 一方、単管ヘリカルコイル型SGについては、検出計、水ブロー系などの水リーク対策設備を高度化することによって、水リーク時の破損伝播領域を極小化できることがわかった。なお、このためには伝熱管の厚肉化も行う必要もあり、これによってSGは更に大型化し、製作や輸送上の課題が生じる可能性がある。今後は検出計の開発状況や製作性も考慮した上で、SGのサイズを最適化するなどの検討も実施しておく必要があると考えられる。; In case of heat transfer tubes failure in sodium heated Steam Generators (SG), the secondary sodium pressure rapidly increases due to the hydrogen generated by Na/water reaction. The Na/water reaction mitigation system terminates this phenomena immediately without any influence on the integrity of the sodium circuit. Therefore, the water leak has no effect on the reactor and plant safety. However, not only safety but also economy and public acceptance are required for practical FBRs. As for economy, it is necessary to protect the investment of SGs and to avoid the decline of plant availability due to water leak. In addition, decreasing the possibility of Na/water reaction accidents is also taken into consideration in order to promote the public acceptance of FBRs. For these purposes, a double wall straight tubes (DWT)-SG and a single wall helical coil tubes SG are selected as the candidates for the FBR's SG. The DWT-SG has the potential to exclude Na/water reaction by its dual boundaries between Na and water. Although the helical coi1 SG provides single wall tubes, this SG have proven to be developed in Japan and the high reliability can be attained by a lot of knowledge and experience of the SG test facility and the prototype reactor. In terms of the avoidance of Na/water reaction, the DWT-SG is the first candidate. However, there are many issues to be solved for the DWT-SG, the single wall helical coil tubes SG is regarded as the second candidate for an alternative. This report describes the method to prevent or minimize Na/water reaction for both of the SGs. The ultra sonic test (UT) method during the periodical plant inspection is applied to DWT-SG to prevent inner and outer tube simultaneous failure. The preliminary ISI test and failure analysis of the DWT indicate the potential of avoiding the penetrated failure of DWT. However, crack detection tests by UT and crack development analysis due to DNB are indispensable to confirm this methodology to exclude ...
• Source: /JNC-TN9400-2004-062.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2004-062.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 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）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: Na冷却FBRでは蒸気発生器(以下、 SGと言う)の伝熱管破損時には、2次系のNaと水が直接接触し、発生水素や水・蒸気の圧力によって2次系ナトリウムの圧力が上昇する。この様な伝熱管破損時にはNa/水反応影響緩和・収束システムによって、中間熱交換器の健全性は確保され炉心やプラントの安全性に影響を及ぼす...