Pressure fluctuation characteristics of complex turbulent flow in a single elbow with small curvature radius for a sodium-cooled fast reactor

ナトリウム冷却高速炉の単一ショートエルボ内複雑乱流の圧力変動特性

江原 真司*; 青谷 雄太*; 佐藤 司*; 橋爪 秀利*; 結城 和久*; 相澤 康介 ; 山野 秀将   

Ebara, Shinji*; Aoya, Yuta*; Sato, Tsukasa*; Hashizume, Hidetoshi*; Yuki, Kazuhisa*; Aizawa, Kosuke; Yamano, Hidemasa

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)は複数エルボ配管システムを採用している。流動冷気振動(FIV)は配管中の高レイノルズ数の複雑乱流により生じると考えられている。エルボ内の乱流運動はFIVを引き起こす可能性があるが、この運動に起因する圧力変動特性を明らかにするため、単一エルボを対象とした圧力計測を行った。圧力変動特性におけるスケール効果の有無を確認するため、JSFRコールドレグ配管の模型を1/7及び1/14の二つの異なる縮尺で用意し、試験を行った。流れの分岐領域中及び下流で計測した圧力変動の各々のスペクトル密度(PSD)の分析結果には、明確なピークが、両方の縮尺模型において観測された。PSD分析結果を無次元化したところ、本研究で使用した縮尺模型もレイノルズ数さえも関係なく、非常によく一致した。

A multi-elbow piping system is adopted for the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) cold-legs. Flow Induced Vibration (FIV) is considered to appear due to complex turbulent flow with very high Reynolds number in the piping. In this study, pressure measurement for a single elbow flow is conducted to elucidate pressure fluctuation characteristics originated from turbulent motion in the elbow, which lead potentially to the FIV. Two different scale models, 1/7 and 1/14-scale simulating the JSFR cold-leg piping, are tested experimentally to confirm whether a scale effect in pressure fluctuation characteristics exists. A distinguishing peak can be seen in each power spectrum density (PSD) profile of pressure fluctuation obtained in and downstream of the flow separation region for both scaled models. When nondimensionalized, the PSD profiles show good correspondence regardless of scale model and even of Reynolds number simulated in this study.