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ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管の1/3縮尺試験による流動状況と圧力変動特性

Flow pattern and pressure fluctuation characteristics on the 1/3 scale hot-leg piping experiments of a primary circuit hot-leg piping in a sodium-cooled fast reactor

佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 渡壁 寿人*; Xu, Y.*; 相澤 康介 ; 山野 秀将  

Sago, Hiromi*; Shiraishi, Tadashi*; Watakabe, Hisato*; Xu, Y.*; Aizawa, Kosuke; Yamano, Hidemasa

FBRサイクル実用化研究開発(FaCT)では、ナトリウム冷却大型炉JSFR(Japan Sodium-Cooled Fast Reactor)(電気出力150万kWe)の研究開発を進めている。この設計概念は、合理化の観点で2ループ化を採用することで、従来設計に比べ薄肉構造の1次系配管が大口径化し、かつ管内平均流速も9m/s台に増大する。このような配管系を設計するうえで、エルボ周辺での流体の乱れに起因する流力振動(ランダム振動)に対する配管の健全性の確認が必要となり、大口径配管内流動特性の把握及び配管の流力振動に関する評価手法の開発のための研究を実施している。本報では、1次系ホットレグ(HL)配管を対象に1/3縮尺試験装置を製作し、配管内の流力振動特性の把握を目的に実施した水流動試験で得られた流動状況や圧力変動特性について報告する。

A conceptual design study of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) is in progress in "the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) project", and a two-loop primary system is adopted in order to economize the plant construction cost. In the JSFR the pipe thickness is designed to be considerably thinner and the mean sodium velocity increases. To understand the behavior of flow-induced vibration that is derived from the hydraulic characteristics under high Reynolds number conditions experiments were performed to evaluate and confirm the integrity.

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