[1D01-07] Thermal Hydraulics of Sodium-Cooled Fast Reactors 1

[1D05] Study on self-wastage phenomenon at heat transfer tube in steam generator of sodium-cooled fast reactor with consideration of thermal coupling of fluid and structure

＊Saori Kojima¹, Akihiro UCHIBORI², Takashi TAKATA², Shuji OHNO², Takeshi FUKUDA¹, Akira YAMAGUCHI³ (1.Osaka University, 2.JAEA, 3.The University of Tokyo)

Keywords:steam generator of sodium-cooled fast reactor, heat transfer tube, sodium-water reaction, self-wastage phenomenon, thermal coupling analysis

高速炉蒸気発生器伝熱管に微小亀裂が生じると伝熱管内の水蒸気が漏れ出し、高温を伴うナトリウムー水反応を引き起こす。ナトリウム‐水反応は伝熱管亀裂の自己拡大、すなわちセルフウェステージ現象へとつながる恐れがある。セルフウェステージが進展すると隣接伝熱管の二次破損を引き起こす恐れがあるため、詳細な挙動の解析が必要である。
現在、化学反応を含む多成分・多相流数値解析手法として多次元ナトリウムー水反応解析コード（SERAPHIMコード）が開発されているが、従来のセルフウェステージ現象評価研究では伝熱管表面は断熱とされている。本研究では、流体と構造の熱的連成モデルをSERAPHIMコードに導入し、漏えい初期における熱的連成の影響を評価した。