蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3); Run-1及びRun-2試験結果

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3); Run-1及びRun-2試験結果
• Author/Editor: 栗原 成計; 谷田部 敏男; 廣井 博; 田辺 裕美
• Author Heading: 栗原 成計; 谷田部 敏男; 廣井 博; 田辺 裕美
• Publication Date: 2003-07
• Publication Date (W3CDTF): 2003-07
• Alternative Title: Test results of Run-1 and Run-2 in Steam Generator Safety Test Facility (SWAT-3)
• Periodical title: JNC TN9400 2003-060
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 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及び安全解析コード検証用データを得るため、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われた。本報告書はSWAT-3で実施された第1回および第2回大リーク・ナトリウム-水反応試験(Run-1およびRun-2)において得られたデータをとりまとめたものである。Run-1およびRun-2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頂部である。Run-1およびRun-2の注水率はそれぞれ6.7kg/sおよび14.2(初期)$\sim$9.7kg/sであり、これはIso-velocity modelによれば、伝熱管3.3本および7.1(初期)$\sim$4.8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、ひずみ、温度、液面、ボイド、配管反力、加速度、変位および流量等が計測された。Run-1およびRun-2の初期スパイク圧力は、注水点近傍でそれぞれ1.13MPaおよび2.62MPaであり、準定常圧力の最大値はRun-1およびRun-2において0.49MPaおよび0.67MPaであった。伝熱管の二次破損はなかった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後1.1および0.7秒に破裂し、放出系の作動は概ね良好であったものの実機に反映すべき改善点も明らかになった。; Large leak sodium-water reaction tests were carried out using SWAT-1 rig and SWAT-3 facility in Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation (PNC) O-arai Engineering Center to obtain the data on the design of the prototype LMFBR Monju steam generator against a large leak accident.This report provides the results of SWAT-3 Runs 1 and 2.In Runs 1 and 2, the heat transfer tube bundle of the evaporator, fabricated by TOSHIBA/IHI, were used, and the pressure relief line was located at the top of evaporator.The water injection rates in the evaporator were 6.7kg/s and 14.2 (initial) - 9.7kg/s in Runs 1 and 2 respectively, which corresponded to 3.3 tubes and 7.1 (initial) - 4.8 tubes failure in actual size system according to iso-velocity modeling.Approximately two hundreds of measurement points were provided to collect data such as pressure,Temperature, strain,sodium level, void, thrust load, acceleration, displacement, flow rate, and so on in each run.Initial spike pressures were 1.13MPa and 2.62MPa nearest to injection point in Runs 1 and 2 respectively, and the maximum quasi-steady pressures in evaporator were 0.49MPa and 0.67MPa in Runs 1 and 2. No secondary tube failure was observed. The rupture disc of evaporator (RD601) burst at 1.1s in Run-1 and at 0.7s in Run-2 after water injected, and the pressure relief system was well-functioned though a few items for improvement were found.
• Source: /JNC-TN9400-2003-060.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-2003-060.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.: 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及び安全解析コード検証用データを得るため、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われた。本報告書はSWAT-3で実施された第1回および第2回大リーク・ナトリウム-水反応...