[1K01-07] Thermal Hydraulics of Sodium-Cooled Fast Reactors

[1K06] Evaluation of Target-wastage for Steam Generator Tubes of Sodium-cooled Fast Reactor

(1)Experimental study on Sodium-water Reaction Simulated the Vertical Tube Bundle in Steam Generator

*Ryota Umeda¹, Kazuhito Shimoyama¹, Akikazu Kurihara¹ (1.Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:Sodium-cooled Fast Reactor, Steam Generator, Sodium-water Reaction, Wastage

高速炉蒸気発生器での伝熱管破損時には、ナトリウム－水反応によって隣接伝熱管の二次破損に起因した破損伝播が生じ、二次冷却系統へ影響範囲が拡大する可能性がある。本報では、実機の垂直伝熱管群体系を模擬したナトリウム-水反応実験を実施し、管群における温度分布やウェステージ分布等のナトリウム－水反応特性を評価した結果について報告する。