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論文

Study on cooling process in a reactor vessel of sodium-cooled fast reactor under severe accident; Velocity measurement experiments simulating operation of decay heat removal systems

辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

ナトリウム冷却高速炉(SRF)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用の最適化が重要である。SFRの炉容器を模擬した1/10縮尺水試験装置を用いて、原子炉容器内の自然循環現象を把握する水試験を実施している。本報では粒子画像流速計測法(PIV)によって計測した炉容器内の自然循環流動場について報告する。炉心燃料の20%が下部プレナムのコアキャッチャ上に一様に堆積した場合に、浸漬型熱交換器を運転する条件で試験を実施した。PIV計測の結果、下部プレナム及び上部プレナムの中心付近で上昇流を確認した。また、上部プレナムでは炉壁近傍、下部プレナムでは炉心最外層から下降流が発生することを確認した。さらに温度場と速度場の関連性を検討することで、炉容器内の自然循環現象を把握した。これらの結果より、浸漬型DHX運転時に自然循環冷却パスが確立していることを確認した。

論文

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal-hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00546_1 - 19-00546_11, 2020/06

ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。

論文

Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

ポンプなどの動力に頼らない自然循環方式崩壊熱除去システムは、ナトリウム冷却高速炉の安全性向上に効果的であると認識されている。本論文では、浸漬型冷却器(DHX)やラッパー管のギャップも含めた炉心内の熱流動挙動を評価できる数値解析手法を確立するために、DHXと炉上部プレナムを模したPLANDTL-2におけるナトリウム試験の予備解析を行い、解析モデルの妥当性について述べた。

論文

ナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去システム運用時の炉内熱流動解析評価手法整備; ナトリウム試験装置PLANDTL-2の模擬炉容器内熱流動予備解析

田中 正暁; 小野 綾子; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹; 三宅 康洋*

日本機械学会関東支部茨城講演会2018講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2018/08

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、浸漬型炉内直接冷却器を有する炉上部プレナム部と炉心部からなるナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を対象に、試験解析に向けた準備として、適切な冷却器モデルの構築に着目して予備解析を実施した結果について報告する。

論文

Study on reactor vessel coolability of sodium-cooled fast reactor under severe accident condition; Water experiments using a scale model

小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 上出 英樹; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

ナトリウム冷却高速炉で想定されている複数種の崩壊熱除去システムの運用時における炉容器内の熱流動挙動を再現する水流動試験装置を製作した。製作した試験装置は、相似則検討および基礎試験結果により高速炉の縮尺模擬試験に適用することが示された。さらに、ループ型炉およびプール型炉で導入が検討されている浸漬型DHX運用時の炉内流動の可視化試験結果とFLUENTにより実験を数値シミュレーションした結果を示す。

論文

A Study on the thermal-hydraulics in the damaged subassemblies under the operation of decay heat removal system

小野 綾子; 小野島 貴光; 堂田 哲広; 三宅 康洋*; 上出 英樹

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.2183 - 2192, 2016/04

ナトリウム高速冷却炉において崩壊熱を除去するいくつかの補助冷却系が検討されている。そのうちの二つがPRACSとDRACSである。本研究では、炉心溶融を引き起こすようなシビアアクシデントを仮定した状況下においてPRACSとDRACSの適用性を確かめるために、模擬炉心やPRACS, DRACSが備え付けられているプラント過渡応答試験装置を用いてナトリウム試験を実施した。炉心溶融は集合体の入口をバルブで閉止することで模擬した。実験結果は、部分破損および全体破損をした炉心においても長期的に安定した冷却がPRACSやDRACSにより可能であることを示した。

論文

高サイクル熱疲労評価のための流体-構造熱連成解析と熱応力解析との連携評価手法の整備

田中 正暁; 三宅 康洋*

日本機械学会M&M2015材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2015/11

非定常異温度流体混合場と構造材中の非定常熱伝導場を同時に計算する流体-構造熱連成解析(MUGTHESコード)と熱応力解析(FINASコード)による連携解析を実現するためにインターフェースプログラム(MUFIN)を整備した。T字合流配管部を模擬した流体-構造熱連成水流動実験を対象に、MUFINを介したMUGTHESとFINASとの一連の連携解析機能確認を目的とした検証解析を実施し、その適用性を確認した。

論文

Numerical simulation of thermal striping phenomena in a T-junction piping system for fundamental validation and uncertainty quantification by GCI estimation

田中 正暁; 三宅 康洋*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 2(5), p.15-00134_1 - 15-00134_20, 2015/10

本報は、流動-構造熱連成解析コード(MUGTHES)の検証を目的として、サーマルストライピング現象の典型問題としてT字合流部での異温度流体混合に対する水流動試験を対象に熱流動解析(流体部の解析のみ)を実施するとともに、MUGTHESによる数値解析結果を基に、T字合流部での温度変動発生メカニズムに対する大スケール渦運動との相互作用に関して調べたものである。MUGTHESによる熱流動解析では、標準スマゴリンスキーモデルによるラージエディシミュレーション法を採用した。解析コードの検証過程では、GCI(格子収束性)評価を実施し、最小二乗法に基づくGCI評価手法の適用性が高いことを示した。また、解析結果から、構造評価に対して影響の大きい主要な温度変動発生メカニズムは、枝噴流前縁から後流領域の境界に沿って主配管表面近傍で形成されるネックレス状渦、枝噴流背後で形成される馬蹄状渦、さらに枝噴流背後のカルマン渦との相互作用によることを明かにした。

論文

Development of coupled method of fluid-structure thermal interaction simulation and thermal stress analysis for T-junction piping system

田中 正暁; 三宅 康洋*; 唐木田 泰久*

Proceedings of 2nd International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014), p.79 - 80, 2014/11

流体-構造熱連成解析と構造中の熱応力解析との連携解析手法を整備するため、独立した両解析コード間のデータのやりとり、プリ・ポスト処理機能を備えたインターフェースプログラムを整備した。T字合流部のサーマルストライピング現象に適用して、現象把握と連携解析機能の有効性について確認した。

論文

Numerical investigation on thermal striping phenomena in a T-junction piping system

田中 正暁; 三宅 康洋*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 13 Pages, 2014/07

本報では、流動-構造熱連成解析コード(MUGTHES)の検証を目的として、サーマルストライピング現象の典型問題としてT字合流部での異温度流体混合に対する水流動試験を対象に熱流動解析(流体部の解析のみ)を実施するとともに、MUGTHESによる数値解析結果を基に、T字合流部での温度変動発生メカニズムに対する大スケール渦運動との相互作用に関して調べたものである。MUGTHESによる熱流動解析では、標準スマゴリンスキーモデルによるラージエディシミュレーション法を採用した。解析コードの検証過程では、GCI(格子収束性)評価を実施し、最小二乗法に基づくGCI評価手法の適用性が高いことを示した。また、解析結果から、構造評価に対して影響の大きい主要な温度変動発生メカニズムは、枝噴流前縁から後流領域の境界に沿って主配管表面近傍で形成されるネックレス状渦、枝噴流背後で形成される馬蹄状渦、さらに枝噴流背後のカルマン渦との相互作用によることを明かにした。

報告書

液中渦キャビテーションに関する基礎的研究; キャビテーション発生に対する流体粘性の影響の検討

江連 俊樹; 三宅 康洋*; 飛田 昭; 木村 暢之; 上出 英樹

JAEA-Research 2012-005, 56 Pages, 2012/05

JAEA-Research-2012-005.pdf:10.06MB

高速増殖炉による核燃料サイクルの実用化を目指して、炉容器をコンパクト化することで経済性を高めたナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究が行われている(FBRサイクル実用化研究開発)。JSFRでは、冷却系2ループ化によって冷却系配管内の平均流速が増加するため、ホットレグ配管入口部において強い旋回渦が発生する可能性がある。その結果として、渦中心での圧力低下に伴う液中渦キャビテーションの発生が懸念されており、液中渦キャビテーションの発生状況の評価が構造健全性の観点から必要である。本研究では、液中渦キャビテーションの発生評価に関連して、ナトリウムと水の物性の違いが液中渦キャビテーションの発生に与える影響について検討するための基礎的な水試験を行った。基礎的な円筒体系において、水の温度を10$$^{circ}$$Cから80$$^{circ}$$Cに変化させることで水の粘性係数を変化させ、液中渦キャビテーションの発生状況を定量的に評価した。その結果、10$$^{circ}$$Cから30$$^{circ}$$C程度の比較的粘性係数が大きい条件では粘性依存性が確認されたものの、50$$^{circ}$$Cから80$$^{circ}$$C程度の比較的粘性係数が小さい条件では粘性の影響が少ないことを確認した。

論文

Numerical simulations of thermal-mixing in T-junction piping system using large eddy simulation approach

田中 正暁; 村上 諭*; 三宅 康洋*; 大島 宏之

Proceedings of ASME-JSME-KSME Joint Fluids Engineering Conference 2011 (AJK 2011-FED) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/07

構造中の高サイクル熱疲労現象に関係する流体混合現象を評価するために、ラージエディシミュレーション(LES)法を採用した数値解析コードMUGHTESを開発している。解析コード開発の位置付け及び解析コードの検証方法について説明するとともに、解析コード検証の一環として原子力機構で実施したT字管体系での水流動試験の数値解析結果について述べる。流速及び流体温度について計測結果との比較により解析結果の妥当性を示し、流体混合現象に対するLES法を用いたMUGTHESコードの適用性を示した。さらに、流体混合の過程で生じる大規模渦構造の形成と温度変動発生メカニズムとの関係について知見を得た。

報告書

コンパクト化したナトリウム冷却炉の温度成層化現象に関する実験研究; 切込みつきUISの影響と温度勾配緩和方策

木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹; 三宅 康洋*

JAEA-Research 2009-026, 160 Pages, 2009/10

JAEA-Research-2009-026.pdf:15.97MB

ナトリウム炉の炉容器をコンパクト化するため、コラム型の切込みつき炉心上部機構(UIS)を採用した。原子炉スクラム時には、炉上部プレナムの下層に低温のナトリウムが偏在する温度成層化現象が発生する。上述のUIS構造では、UISの内部を炉心からの冷却材が通過するとともに、UIS切込みにより非対称で局所的に速い流れが生じることから、本構造が温度成層化現象に与える影響を評価しておく必要がある。そこで、1/10縮尺炉容器上部プレナム試験装置を用いて、UIS切込みの影響評価を行うとともに、原子炉スクラム後の炉心出口流量,温度、及び構造形状をパラメータとした試験を実施し、温度成層化現象への影響を評価した。Ri数を実機と同程度とした基本条件において、UIS切込みを通過する流れが成層界面に衝突し、界面下部を剥ぎ取るため、成層界面を通る鉛直方向温度勾配が他の領域に比べ急峻になることがわかった。また、スクラム後の炉心出口流速、スクラム前後の温度差が成層界面高さや厚さ、及び上昇速度に与える影響を明らかにした。また、炉内構造物の形状をパラメータとした試験により、成層界面の温度変動を低減させる方策を検討した。

報告書

サーマルストライピング現象の熱流動に関する研究; 壁面噴流Na/水試験および準DNSを用いたNaと水の混合特性比較評価

木村 暢之; 長澤 一嘉*; 三宅 康洋*; 宮越 博幸; 上出 英樹

JNC TN9400 2004-064, 216 Pages, 2004/05

JNC-TN9400-2004-064.pdf:27.81MB

流体の温度変動に伴う高サイクル熱疲労の熱流動現象について、壁に沿った平行3噴流体系のNa、水試験、準DNSを用いた試験解析によるNaと水の温度変動特性の比較を行った。その結果、構造物の近傍ではNaの方が温度変動強度が小さく、水試験により保守的に温度変動特性を評価できることを示した。

報告書

サーマルストライピング現象の熱流動に関する実験研究; 平行三噴流体系を用いたナトリウムおよび水の温度変動特性の比較

木村 暢之; 三宅 康洋*; 宮越 博幸; 長澤 一嘉*; 五十嵐 実; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-077, 96 Pages, 2003/06

JNC-TN9400-2003-077.pdf:3.96MB

高速炉において、温度の異なる流体が混合し、その際に発生する温度変動が構造材へ伝わることにより、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)の評価手法を確立することは重要である。サーマルストライピング現象の評価において、流体中での温度変動特性、流体から構造材への温度変動の伝達特性、構造材中の温度変動の伝播特性を取り込んだ上で、構造健全性を評価することで、安全性担保と合理的な設計が可能となる。 高速炉の冷却材として検討されているナトリウムに比べ、一般産業で多く使用される水では、熱伝導率が約1/100であることから、温度変動特性が異なると考えられる。そこで、本研究では、3本鉛直壁噴流体系のナトリウム試験と水試験をほぼ同一の寸法形状で実施し、ナトリウムと水の物性の違いによる噴流間混合現象への影響を評価した。試験パラメータとしては、水試験をリファレンスとし、ナトリウム試験において、流速を同じにしたケースとRe数を同じにしたケースの2ケース行った。また、噴流の混合形態の異なる条件として3本の噴流の吐出速度が等速条件、非等速条件、ならびに1本の噴流の流速をゼロとした2噴流条件の3パターン実施した。 その結果、各噴流条件ともナトリウムの方が水に比べて、噴流間の流体混合が発生する領域が下流側になることが明らかとなった。また、温度変動のパワースペクトル密度(PSD)は、流速一致条件でナトリウムと水の結果が一致した。壁面近傍では、水に比べて、ナトリウムの温度変動のPSDは低周波数成分側が小さくなることがわかった。構造材の疲労損傷を評価する上で重要な変動の振幅とその頻度を分析する上で、流体温度変動の波形分析(レインフロー法)を行った結果、全体的な傾向はナトリウムと水で一致した。 これらのことから、温度変動の空間分布、周波数および振幅に関して、同一寸法形状、流速一致条件での水試験により得られた結果を使用して実機を評価できる見通しが得られた。

報告書

サーマルストライピング現象における熱流動に関する実験研究; 平行三噴流間混合の温度場と速度場

宮越 博幸; 長澤 一嘉*; 木村 暢之; 三宅 康洋*; 上出 英樹

JNC TN9410 2003-003, 0 Pages, 2003/03

JNC-TN9410-2003-003.pdf:5.25MB

高速炉において、温度の異なる流体が混合することにより発生する温度変動が、構造材に伝達することによって、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)を定量的に評価することは重要である。サーマルストライピング現象を評価する上で、流体中の温度変動特性、流体から構造材への温度変動の伝達特性、構造材中の温度変動の伝播特性を考慮し、温度変動の減衰を取り入れることで、安全性を確保した合理的な設計が可能となる。本研究では、流体中で発生した温度変動特性の構造材近傍での変化を評価することを目的として、壁に沿う3本鉛直噴流水試験を実施した。低温噴流とその両側から高温噴流を平行スリットから壁面に沿って吐出させ、噴流間の流体混合の壁面近傍での変化を移動式熱電対および粒子画像流速測定法(PIV)を用いて計測した。その結果、平行三噴流体系においては、左右の高温噴流は中心の低温噴流側に傾いて流れ、噴流間の流体混合は、これらの噴流が衝突する位置で活発化していることがわかった。高温噴流の低温噴流側への傾きは、壁面に近づくに従い大きくなる傾向を示し、これに伴い噴流間の流体混合が発生する領域は上流側にシフトする。各奥行き断面での最大温度変動強度を比較すると、壁間の中央位置から壁面に近づく従い徐々に減衰する傾向を示すが、壁面の近傍では一旦上昇傾向を示し、さらに壁面に近づくと再び減衰することがわかった。温度変動のスペクトル密度は、等速条件め場合、壁間の中央位置で卓越周波数成分がみられた。壁面に近づくに従いそのパワーは小さくなり、低周波成分が増加した。一方、非等速条件の場合、温度変動のスペクトル密度に卓越した周波数成分は認められなかった。LDVとPIVの比較を行った結果、両者の流速値および流速の変動値に関する計測結果ほぼ一致しており、本試験におけるPIV流速計測の妥当性および測定結果の信頼性を確認することができた。PⅣにより得られた流速から求めた乱流二次モーメントは、等速条件の場合に比べ、非等速条件では、水平方向および鉛直方向のノーマル成分の値が小さくなっていることが明らかとなった。また、乱流二次モーメントのノーマル成分は、奥行き方向位置に対して依存性を有することが明らかとなった。

報告書

サーマルストライピング現象の熱流動に関する研究; DNSを用いた平行三噴流ナトリウム試験解析

木村 暢之; 長澤 一嘉*; 宮越 博幸; 三宅 康洋*; 五十嵐 実; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-003, 66 Pages, 2002/10

JNC-TN9400-2003-003.pdf:3.61MB

高速炉において、温度の異なる流体が混合し、その際発生する温度変動が構造材へ伝わることにより、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)の評価手法を確立することは重要である。サーマルストライピング現象の評価において、流体中での温度変動特性、流体から構造材への温度変動の伝達特性、構造材中の温度変動の伝播特性を取り込んだ上で、構造健全性を評価することで、安全性担保と合理的な設計が可能となる。 流体中での温度変動特性が構造材表面へ達する過程において、流体混合により発生した温度変動が、構造材近傍に存在する流体の速度/温度境界層により、温度変動挙動の変化を明らかにするために、構造物の熱容量による温度変動の減衰効果を切り離し、境界層による挙動の変化のみに着目したDNS解析を実施した。本解析は、3本の噴流を平行に設置し、鉛直に吐出する平行三噴流ナトリウム試験に対して実施した。中央の噴流を低温、左右の噴流を高温に設定し、3つの噴流の吐出速度が0.5m/sで等しい条件について実施した。 本解析結果と実験結果を比較すると、壁面から離れた位置では時間平均温度場および温度変動のスペクトル密度はよく一致しており、本解析により実験の温度/速度場を良好に模擬できていることがわかった。実験では壁面近傍で温度変動強度が小さくなるのに対し、解析では壁面近傍での温度変動強度の減衰は見られなかった。すなわち、Na体系では流体の速度境界層による温度変動の減衰効果はごく小さい。壁面のごく近傍における流体の温度変動強度は、壁(構造材)との熱的相互作用により減衰することが示され、現象を評価する上でその考慮が重要である。また、解析結果より乱流2次モーメントを求め、壁面の摩擦による影響を評価した。

報告書

サーマルストライピングに関する実験研究; 流体-構造間における温度変動の伝達挙動の評価

木村 暢之; 三宅 康洋*; 宮越 博幸; 長澤 一嘉*; 五十嵐 実; 上出 英樹

JNC TN9400 2002-059, 70 Pages, 2002/09

JNC-TN9400-2002-059.pdf:2.98MB

高速炉において、温度の異なる流体が混合し、その際に発生する温度変動が構造材へ伝わることにより、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象 (サーマルストライピング現象) の評価手法を確立することは重要である。サーマルストライピング現象の評価において、流体中での温度変動特性、流体から構造材への温度変動の伝達特性、構造材中の温度変動の伝播特性を考慮し、温度変動の減衰を取り込むことで、安全性を確保した合理的な設計が可能となる。本研究では、流体から構造材への温度変動の伝達特性に着目した平行三噴流ナトリウム試験を実施し、非定常熱伝達挙動の定量化を行った。試験は中央の噴流を低温、左右の噴流を高温に設定し、噴流が壁面に沿って流れる体系で実施した。また、片側の高温噴流を止めた二噴流体系での試験も実施した。試験パラメータは、噴流の吐出速度とした。流体から構造材へ温度変動が伝達する際に、変動の周波数が高くなるにつれて、温度変動強度が減衰することを定量的に明らかにした。また、構造材へ温度変動が伝達する際の時間遅れは、噴流の吐出速度が大きくなるにつれて小さくなることがわかった。また、流体から構造材への非定常熱伝達挙動は、時間的に一定の熱伝達率で整理することが明らかとなった。熱伝達率は、噴流の吐出流速比によって異なるフローパターンによらず、Peclet数の0.8乗で整理できることがわかった。

報告書

サーマルストライピング現象における流体内混合に関する研究-噴流間混合の乱流特性に対するDNSの摸擬性評価-

木村 暢之; 三宅 康洋*; 長澤 一嘉*; 五十嵐 実; 上出 英樹; 菱田 公一

JNC TN9400 2001-132, 67 Pages, 2002/02

JNC-TN9400-2001-132.pdf:2.79MB

高速炉において、温度の異なる流体が混合することにより発生する温度変動が、構造材に伝達することによって、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)を定量的に評価することは重要である。本研究では、、平衡三噴流水試験体系による噴流間の流体混合現象に対して、DINUS-3コードを用いた直接シミュレーション(DNS)による模擬性の評価を行った。実験では、熱伝対による温度場計測に加え、 粒子画像流速計測法(PIV)による温度場計測による乱流量を求め、 DNSとの比較を実施した。試験条件は、三本の噴流吐出速度を0.5m/sで同じとし、噴流間の吐出温度差は5$$^{circ}C$$とした。 その結課、 DNSにより、時間平均温度場・速度場に対し、噴流間に形成される渦の構造を含め、実験結果を十分に再現できることが明らかとなった。また、乱流量に対しては、DNSは実験を課題評価していたが、 速度変動の確率密度関数のプロファイルは、実験と解析でよく一致していた。また、 DNSによる解析によって得られた速度変動の水平成分と鉛直変動の結合確率密度関数の形状は、実験で得られたものと同じプロファイル形状を示した。これらの結果から、噴流間の流体混合現象について、 DNSにより乱流特性を含めて良好に再現できることがわかった。

報告書

サーマルストライピングに関する実験研究-平行三噴流ナトリウム試験-

木村 暢之; 宮越 博幸; 三宅 康洋*; 五十嵐 実; 上出 英樹

JNC TN9400 2001-063, 338 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-063.pdf:12.28MB

高速炉において、温度の異なる流体が混合することにより発生する温度変動が、構造材に伝達することによって、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)を定量的に評価することは重要である。サーマルストライピング現象を評価する上で、流体の混合による温度変動発生挙動、発生した温度変動の構造材近傍での減衰挙動、流体から構造への温度変動の伝達挙動を明らかにし、温度変動の減衰を取り入れることで、過剰な保守性をもたせることなく、より柔軟で合理的な設計が可能となる。本研究では、流体中で発生する温度変動挙動、流体から構造材および構造材中の温度変動伝達挙動を明らかにするために、平行三噴流ナトリウム試験を実施した。試験は、中央の噴流を低温、左右の噴流を高温に設定し、噴流が壁面に沿って流れる体系で行った。3本の噴流の吐出速度比を固定し、噴流吐出速度を変化させた場合、噴流吐出速度が小さくなるにつれて、壁面近傍での温度変動強度が低下した。また、噴流吐出速度を基にしたStrouhal数により、流体中の温度変動スペクトル密度が整理できることがわかった。また、本試験範囲での流体中での温度変動挙動は、噴流吐出温度差およびバルクの温度に依存してしていなかった。壁面近傍の温度変動強度は、壁面から最も離れた位置での温度変動強度に比べて、8割程度に減少していた。ランダム波による構造材中の温度変動に対しては、単一波の非定常熱伝導方程式の重ね合わせにより予測できることを確認した。この結果を基に、壁面表面に埋め込まれた熱電対の信号から壁面の表面での変動特性を推定した。流体から構造材への温度変動の伝達関数により、温度変動の周波数が高くなるにつれて、流体から構造への温度変動の伝達過程での減衰が大きくなることがわかった。また、噴流の吐出速度が大きくなるにつれて、温度変動の伝達過程での減衰が小さくなることがわかった。また、流体の温度変動は、流体側の条件によらず、周波数の1乗に比例した位相の遅れをもって構造材に伝達されることが明らかとなった。

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