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村松 壽晴
PNC TN9410 97-039, 187 Pages, 1997/05
4種類の解析コード (汎用多次元コードAQUA、直接シミュレーションコードDINUS-3、直接法モンテカルロコードTHEMISおよび境界要素法コードBEAMSET)より成るサーマルストライピング解析評価手法のシステムレベルでの検証を行うため、流体-構造非定常熱的応答に関する既往ナトリウム試験の数値解析を行った。検証に用いたナトリウム試験は、4mm隔てて平行に置かれた噴流ノズル (5mm
9mm)の下流側35mm位置に速応性熱電対を横方向に2mm間隔で貼り付けた試験片(SUS304鋼)を設置し、噴流ナトリウム温度を300
20
に固定した条件で噴流流速を変化させ、温度ゆらぎ挙動を測定したものである。得られた解析結果に基づき、温度ゆらぎ温度ゆらぎ実効値、温度ゆらぎ振幅および周波数の頻度分布、温度ゆらぎ挙動の自己パワースペクトル密度および境界層内温度ゆらぎ減衰特性などの統計量を評価し、実験によるそれらとの比較を行った。この比較の結果、同解析評価システムにより、流体-構造非定常熱的応答挙動を精度良く模擬できることを確認した。
村松 壽晴
PNC TN9410 96-136, 92 Pages, 1996/05
高速炉の炉心出口近傍では,炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量,集合体流量)の違いから,炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ,それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒,制御棒上部案内管,炉心出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過すると,冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し,その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に,冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では,大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から,この熱疲労に対する配慮が必要である。本研究では,構造物熱応答挙動を容易に解析評価できるようにするために開発されている境界要素法コードBEMSETを用い,各種の温度過渡条件(正弦波温度過渡,一様乱数温度過渡および正弦波上に一様乱数を重畳させた温度過渡)下におけるSUS316製円筒構造物の熱的応答基本特性を検討した。この検討の結果から,温度過渡挙動が明瞭な周期性を持たない実際の高速炉プラントを評価の対象とする場合には,炉内構造物の熱的応答特性は流体中の不規則温度ゆらぎ挙動に強く依存するととが考えられるため,これを発生させる乱流現象の評価が極めて重要であることを明らかとした。
吉田 勝; 大道 英樹; 片貝 良一*
European Polymer Journal, 28(9), p.1141 - 1145, 1992/00
被引用回数：26 パーセンタイル：72.90(Polymer Science)放射線重合により合成したアクリロイル-L-プロリンメチルエステルポリマー[poly(A-ProOMe)]は、溶媒への溶解状態から析出状態に変る「低温臨界溶液温度(LCST)」を14
C付近にもつことをDSCの測定結果から見出した。このポリマーの分子量(Mw)、慣性自乗半径(
S
/2)、粒子サイズの変化を温度を関数として、静的・動的レーザ光散乱挙動から調べた結果、LCSTをはさんで10Cと20CでのMwは各々1.2710
と56.110であり、S/2は40.5nm及び20.1nmであった。また、粒度分布の結果から、LCST以上になるとポリマーが凝集し、小球体を形成することを見出した。
橋本 和一郎; 鬼沢 邦雄; 栗原 良一; 川崎 了; 早田 邦久; 木村 裕明*
Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. F, p.123 - 128, 1991/08
構造解析コードABAQUSを用いてTMI-2事故時の圧力容器下部ヘッドを対象とした熱応答解析を行なった。この解析の目的は、TMI-2事故によって原子炉圧力容器下部ヘッドのステンレス製ライナーに生じた亀裂の発生要因を解明することである。ここでは、下部ヘッドに堆積した約20トンの炉心溶融物の下部ヘッドに対する熱的影響を2次元軸対称モデルを用いて解析した。解析の結果、下部ヘッドに堆積した均質のUO
層が炉内の冷却材により急冷された場合に下部ヘッド表面付近に最大の引張り応力が生じることが分かった。また下部ヘッド貫通ノズルの溶接部近傍に最大応力が生じたが、これは下部ヘッド上の亀裂がノズル近傍に生じていた事実と一致する。
中井 良大; 伊藤 勝*; 寺田 和道*; 可児 吉男*; 前田 清彦; 遠藤 寛*; 近藤 悟; 相澤 清人; 大森 康民*
PNC TN241 81-28, 292 Pages, 1981/11
液体金属冷却高速増殖炉の安全性研究の進展に伴い、数多くの計算コードが開発されてきた。本資料は多数の安全解析用計算コード群の中から、高速増殖原型炉「もんじゅ」などLMFBRプラントの安全評価用として使用される可能性のある計算コードを選び、これらのコード群の解析モデル並びにその機能に関する理解を扶ける目的をもって作成されたものである。計算コードとしては、HARHO-IN(炉心の核熱動特性解析)、FALL、SUGAR-L、SEETHE(炉心局所事故解析)、HIPRAC-3、PIBRA(配管破損時熱流動解析)、SOFIRE-M2、SPRAY-2(ナトリウム火災解析)、ABC(エアロゾル挙動解析)、MIMIR-NZ(プラント動特性解析)、SWAC-10、SWACS(蒸気発生器伝熱管破損解析)、SAS3D(起因過程における核熱流動解析)、VENUS-PM、SIMMER-2(炉心崩壊過程における核熱流動解析)、PISCES-2DELK(耐衝撃応答解析)、PPP-M(冷却系圧力波伝播挙動解析)、DOSAGE(事故時被曝線量評価)が含まれている。
