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論文

改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器の耐震座屈評価法に関する研究

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 久保 幸士*; 佐藤 健一郎*; 若井 隆純; 下村 健太

日本機械学会M&M2017材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.591 - 595, 2017/10

次世代高速炉の容器は、容器径が増大し、相対的に薄肉化することに加え、近年の想定地震荷重の増大に対応するため水平免震化されることにより、長周期の水平地震荷重が負荷された状態で、相対的に大きな鉛直荷重を繰り返し受けることになる。加えて、容器材料として、従来のオーステナイト系ステンレス鋼のほか、高降伏応力かつ加工硬化係数の小さい改良9Cr-1Mo鋼の適用も見込まれる。高速炉高温構造設計規格で規定されている座屈評価法は、厚肉容器の塑性座屈を主対象としており、繰返し荷重の影響も考慮されていない。そこで、既往研究の知見も踏まえ、薄肉円筒容器構造の軸圧縮、曲げ、せん断の弾性座屈とそれらの相互作用、および鉛直荷重の繰返し負荷による座屈荷重低下を考慮でき、かつ改良9Cr-1Mo鋼製容器にも適用可能な新たな座屈評価式を提案し、改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器に対する座屈試験と数値解析を実施し、当該座屈評価法の適用性と解析精度を検討した。

論文

Flow-induced vibration evaluation of primary hot-leg piping in advanced loop-type sodium-cooled fast reactor for demonstration

山野 秀将; Xu, Y.*; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 馬場 丈雄*

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1029 - 1038, 2016/04

本研究は、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉実証施設設計において、配管の健全性を確認するため、流力振動評価を実施した。主冷却系ホットレグ配管設計及び流力振動評価設計指針について述べた後、本論文では主として流力振動評価及び健全性評価について記述する。流力振動の疲労評価では、応力集中係数等を考慮した配管の応力は代表部位において設計疲労限を下回った。したがって、本評価により、実証施設の主冷却系ホットレグ配管の健全性が確認された。

論文

Development of proposed guideline of flow-induced vibration evaluation for hot-leg piping in a sodium-cooled fast reactor

堺 公明; 山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 大島 宏之; 金子 哲也*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 岩本 幸治*; et al.

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2013/05

流動励起振動評価手法の開発は、手法の検証に旋回流と偏流条件を含む高レイノルズ数条件の個別効果実験データ利用できるというマイルストーンに達した。一方、技術基準はナトリウム冷却高速炉の設計者向けに文書化することが好ましい。このような背景から、JSFRホットレグ配管の流動励起振動設計ガイドラインが文書化された。本論文では主要な個別効果実験に基づいた流動励起振動設計手法ガイドラインとガイドラインの補足的な解釈も記述する。

論文

Experimental study for the proposal of design measures against cover gas entrainment and vortex cavitation with 1/11th scale reactor upper sodium plenum model of Japan Sodium-cooled Fast Reactor

吉田 和弘*; 坂田 英之*; 佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 大山 一弘*; 萩原 裕之*; 山野 秀将; 山本 智彦

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12

液中渦キャビテーションを防止するために、UIS付きラジアルスリットによる上部プレナムにおける非対称流動の緩和するため、燃料交換時のみ使用する燃料交換器の代わりにダミープラグと名付けられた円柱構造を設置した。本研究では、液中渦キャビテーション防止のため、上部プレナム内流動の改善を目的として、UISスリットの縁の延長と隔離板を考案した。

論文

Effect of swirl inflow on flow pattern and pressure fluctuation onto a single-elbow pipe in Japan Sodium-cooled Fast Reactor

山野 秀将; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 早川 教*; Xu, Y.*; 田中 正暁; 堺 公明

Journal of Fluid Science and Technology (Internet), 7(3), p.329 - 344, 2012/09

JSFR1次冷却系配管のための流力振動評価手法開発の一環として、ホットレグ配管の流力振動評価において重要な因子を論じた。ホットレグ配管入口近くの複雑な流れを調べるため、1/10縮尺炉上部プレナム試験を模擬した数値解析が実施された。この解析に基づき、重要因子として旋回流と偏流が同定され、それらに関する実験条件がホットレグ配管のみを模擬した流力振動実験のために定められた。本研究では、配管への圧力変動と流動状況に対する旋回流入の影響を1/3縮尺ホットレグ配管試験で調べた。その実験から、旋回流によって流動剥離領域はわずかに影響を受けるものの、圧力変動に対しては有意ではないことが示された。本論文ではホットレグ配管への適用性に着目して、流動シミュレーションの結果もまた述べられる。

論文

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

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

日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1378 - 1382, 2012/08

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。

論文

ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管における非定常流動場の予測

田中 正暁; 佐郷 ひろみ*; 岩本 幸治*; 江原 真司*; 小野 綾子; 村上 貴裕*; 早川 教*

日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1392 - 1396, 2012/08

ショートエルボを有するナトリウム冷却高速炉ホットレグ配管の設計成立性確認を目的に実施した複数の縮尺水流動試験及びレイノルズ平均モデル及びラージエディシミュレーションによる非定常流動解析、さらに一般的な曲がり管流れに関する文献調査で得られた知見をもとにして、実機ホットレグ配管における非定常流動場を予測し、実機ホットレグ配管における大スケール渦による非定常流場の形成メカニズムを明らかにした。なお、本報告は、平成23年度日本機械学会年次大会における「ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管の流力振動評価」のシリーズ発表の一つとして発表したものを加筆修正したものである。

論文

Unsteady elbow pipe flow to develop a flow-induced vibration evaluation methodology for JSFR

山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 村上 貴裕*; 岩本 幸治*; 結城 和久*; 佐郷 ひろみ*; 早川 教*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

JSFRにおける1次冷却系配管のための流力振動評価手法開発の現状を報告する。特に、配管内非定常流れに着目した研究開発の現況を記述する。1/3縮尺試験体を用いた試験では入口での旋回流の影響を調べた。その結果、エルボ下流における剥離領域が歪められた。しかしながら、配管壁にかかる圧力変動に対する旋回流の影響は有意でないことが明らかとなった。シミューションについても実施され、流況や流速分布にはレイノルズ数の影響はほとんどないことが示された。

論文

Study on flow induced vibration evaluation for a large scale JSFR piping, 2; Vibration analysis in 1/3 scale hot-leg piping experiments under swirl inflow conditions

馬場 丈雄*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; 山野 秀将; 相澤 康介; Xu, Y.*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/05

A two-loop primary cooling system for a Japanese large-scale sodium-cooled fast reactor requires increased coolant velocity and large piping diameter, raising a flow-induced-vibration issue. This study is intended to grasp flow-induced vibration characteristics using 1/3-scale elbow test sections and verify a vibration analysis tool. The parameter range of swirl flow velocity ratio was set at 5%-15%. The random force distributions along the pipe and their correlation length were measured with pressure sensors. The influence of the pressure fluctuation due to swirl flow was found to be negligible. The power spectrum densities of pressure fluctuations and correlation lengths were classified to evaluate flow-induced random vibration response. The vibration analysis method is based on the measured power spectrum densities and correlation lengths of turbulent-flow induced forces. The analysis results showed good agreement with the flow-induced-vibration test results.

論文

Study on flow induced vibration evaluation for a large scale JSFR piping, 3; Pressure fluctuation characteristics in 1/3 scale hot-leg piping experiments under deflected inflow conditions due to UIS structures

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

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/05

A Japanese sodium-cooled fast reactor has adopted a two-loop cooling system. The reduced number of loops requires large-diameter piping and increased sodium velocity, raising a flow-induced-vibration issue. This paper describes a 1/3-scale experiments under deflected-flow conditions at the hot-leg piping inlet. Calculation of the flow in the reactor vessel (RV) suggested the deflection is generated by the upper internal structure (UIS) in the RV, and a UIS was partially modeled. We investigated the influence of the deflected flow on a size of a flow separation, the flow velocity distribution, and intensity of fluctuating pressure on the pipe wall. The deflect flow deformed the region of the flow separation. The 0% opening case yielded the result that the velocity distribution near the region of flow separation and its size differ from those in the other opening cases. We attribute it to the influence of the secondary flow induced by deflection.

論文

Study on flow induced vibration evaluation for a large scale JSFR piping, 1; Current status of flow induced vibration evaluation for hot-leg piping

山野 秀将; 堺 公明; 田中 正暁; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; Xu, Y.*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/05

This paper describes the current status of flow-induced vibration evaluation for the primary cooling piping in Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR), with particular emphasis on research and development activities for the hot-leg piping characterized by a short-elbow piping. Important factors were discussed in evaluating the flow-induced vibration for the hot-leg piping, to which the coolant flows from the reactor upper sodium plenum. To investigate a complex flow near the inlet of the hot-leg piping, a reactor scale numerical analysis was carried out for the reactor upper plenum flow, which was simulated in a 1/10-scale reactor upper plenum experiment. Based on this analysis, experimental conditions on swirl inflow and deflected inflow that were identified as important factors were determined for flow-induced vibration experiments simulating only the hot-leg piping. In this study, the effect of the swirl inflow on flow pattern and pressure fluctuation onto the pipe wall was investigated in a 1/3-scale hot-leg pipe experiment.

論文

Unsteady elbow pipe flow to develop a flow-induced vibration evaluation methodology for Japan sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 田中 正暁; 村上 貴裕*; 岩本 幸治*; 結城 和久*; 佐郷 ひろみ*; 早川 教*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.677 - 687, 2011/04

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の1次系冷却配管のための流力振動評価法開発の現在の状況について、中でもエルボ配管の非定常流動の最近の調査状況を中心に報告する。

論文

Technological feasibility of two-loop cooling system in JSFR

山野 秀将; 久保 重信*; 栗坂 健一; 島川 佳郎*; 佐郷 ひろみ*

Nuclear Technology, 170(1), p.159 - 169, 2010/04

 被引用回数:14 パーセンタイル:21.32(Nuclear Science & Technology)

先進大型ナトリウム冷却高速炉(JSFRと呼ばれる)では革新的な2ループ冷却系を採用している。この冷却系設計では、大きな技術的課題として1ループあたりの冷却材流量の増加による流動・構造健全性,1ループ配管の破断・破損に対する安全設計、及び崩壊熱除去系の信頼性の確保が挙がっている。本論文では、流力振動による配管の構造健全性は1/3縮尺ホットレグ配管試験で調べられた。試験データで検証された流力振動評価手法によって、JSFR設計におけるホットレグ配管の構造健全性が確認された。また、実験的研究によって、ガス巻き込み及び液中渦を含む流動課題については幾つかの設計方策で防ぐことができた。安全性については、この研究では安全評価を実施し、適切な安全設計を適用することによって1ループ配管の破断・破損に対して2ループシステムが妥当であることを確認した。崩壊熱除去系については、適切な安全設計を導入することによって、2ループシステムに適合した自然循環崩壊熱除去系が設計されている。この論文では、崩壊熱除去系の成立性が確率論的安全評価及び安全評価によって示された。

論文

Pressure fluctuation characteristics of the short-radius elbow pipe for FBR in the postcritical Reynolds regime

白石 直*; 渡壁 寿人*; 佐郷 ひろみ*; 山野 秀将

Journal of Fluid Science and Technology (Internet), 4(2), p.430 - 441, 2009/00

日本のナトリウム冷却高速炉に対して、3分の1サイズのモデルを使用した実験で、ホットレグの変動圧力について実験的検証を行った。全抵抗係数は公開データと一致しており、検証によりレイノルズ数8.0$$times$$10$$^{6}$$までのデータを追加した。臨界後領域でのフローパターンは、レイノルズ数とは関係していない。パイプ壁の変動圧力は、流体の粘度でなく平均速度によることが統計的実験で明らかとなった。負スパイク圧力は高速度時に見られる。これらの実験的データに基づき、配管内の速度でなくモデルの規模や流体の性質に類似法則が見られるとの結論に至った。また、仮説の検討により実際のホットレグにかかる変動圧力をどのように推定するかを考察した。

論文

Study on flow-induced-vibration evaluation of the large-diameter pipings in a sodium-cooled fast reactor, 3; Random vibration analysis method based on turbulence energy calculated by CFD

廣田 和生*; 石谷 嘉英*; 西田 圭吾*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 山野 秀将; 中西 繁之; 小竹 庄司

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11

配管への乱流励振力を評価するため、レイノルズ応力モデルを用いてCFDシミュレーションを実施した。CFDシミュレーションで計算された乱流エネルギーは、JSFRのホットレグ配管を模擬した1/3スケール水試験で得られた圧力変動分布と比較された。その結果、解析で得られた壁面近傍の乱流エネルギー分布と試験で得られた圧力変動分布がよく一致することが示された。また、試験で得られた圧力変動の大きさは、解析結果の乱流エネルギーにある係数を乗じることにより概算できた。振動解析では、圧力変動PSDは計測された正規化PSDに係数を乗じることにより導き出された。本研究により、乱流励振力の相関長と上記の手順で導き出されたPSDに基づいた振動解析手法を提案した。振動応答の解析結果は流力振動試験結果とよく一致することが示されたことから、本研究では開発された評価手法が妥当であると言える。

論文

Pressure fluctuation characteristics of the short-radius elbow pipe for FBR in the postcritical Reynolds regime

白石 直*; 渡壁 寿人*; 佐郷 ひろみ*; 小竹 庄司; 山野 秀将

Proceedings of 2nd International Conference on Jets, Wakes and Separated Flows (ICJWSF 2008) (CD-ROM), 11 Pages, 2008/09

JAEAのナトリウム冷却高速炉のため、1/3縮尺モデルを用いてホットレグの圧力変動に着目した実験研究がなされた。全圧力損失係数は既往データと一致することを確認したうえで、レイノルズ数が8.0$$times$$10$$^6$$まで幾つかの試験データを追加した。その結果、超臨界域における流況はレイノルズ数に依存しない。また、統計データ分析により、配管壁への変動圧力は平均流速には依存するが、流体粘性には依存しないことがわかった。高流速条件では負の圧力スパイクが見られた。これらの実験データに基づき、モデルの縮尺や流体粘性に対しては相似則があるが、流速に対してはないことが明らかとなった。また、その変動圧力の実機ホットレグ条件への外挿性について考察した。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan, 2; Technological feasibility of two-loop cooling system in JSFR

山野 秀将; 久保 重信; 栗坂 健一; 島川 佳郎*; 佐郷 ひろみ*

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.469 - 504, 2008/06

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、現在アドバンストナトリウム冷却高速炉の概念設計を行っている。一般に、大型原子炉(約1.5GWe級)はループ数を増加する傾向(例えば、スーパーフェニックスやAPWRでは4ループ)があったが、JSFRは2ループ冷却系を採用し、それにより、原子炉蒸気供給システムの物量及び原子炉建屋容積を減少させることによるプラント建設コストの大幅な低減を達成している。本論文では、JSFRの2ループ冷却系の技術的実現性に関して、特に、配管の流力振動,安全解析,崩壊熱除去系について記述する。

論文

Flow-induced vibration of a large-diameter elbow piping in high Reynolds number range; Random force measurement and vibration analysis

廣田 和生*; 石谷 嘉英*; 中村 友道*; 白石 直*; 佐郷 ひろみ*; 山野 秀将; 小竹 庄司

Proceedings of 9th International Conference on Flow-induced Vibrations (FIV 2008), 6 Pages, 2008/00

本研究では、新たに取得した実験データにより配管の流力振動特性を把握するとともに、振動解析ツールの検証を行うことも目的とする。実験により、エルボ下流域において最大ランダム振動力を持つ流速依存の周期的な現象が現れることがわかった。そのエルボ下流域における圧力変動を支配するストローハル数は0.45であった。さらに、その解析ツールの妥当性を実験と解析との比較により確認した。

報告書

ITERトカマク本体の組立方法と組立手順の検討

小原 建治郎; 角舘 聡; 柴沼 清; 佐郷 ひろみ*; 上 弘一*; 清水 克祐*; 小野塚 正紀*

JAEA-Technology 2006-034, 85 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-034.pdf:9.18MB

核融合炉心の実証と核融合発電炉に必要な炉工学技術の開発を目的とした国際熱核融合実験炉(ITER)は、単体寸法と重量が十数メートル,数百トンもの大型・大重量の各種機器によって構成され、組立後のトカマク本体の概略形状寸法は直径26m,高さ18m,総重量は16,500tにもなる。一方、トカマク本体の位置・組立精度については$$pm$$3mm程度の高精度が要求されている。このため、大型・大重量機器としての取扱いはもとより、高度な組立精度を考慮したトカマク本体の組立手順と組立技術について検討する必要がある。本報告では、ITER国際チーム(IT)が中心となってまとめた従来設計をより実現可能な方法に改善するために、これまでの大型・大重量機器の組立・据付の知見をもとに、次に示す各作業ごとに必要な冶工具,専用ツール,計測方法を含めた組立方法・手順について検討した。(1)トロイダルコイルの組立・芯出し作業,(2)組立作業の簡易化と誤差を少なくするための手順と組立ツールの検討,(3)真空容器の溶接歪を小さくするための手順の検討,(4)作業中、トロイダルコイルに変形を与えない真空容器の支持方法,(5)要求位置・組立精度を確保するために必要な基準点・基準線の設定・検討。その結果、大型で大重量機器から構成されるITERトカマク本体の高精度な組立について現実的な組立方法・手順を提示することができた。

報告書

Applicability assessment of plug weld to ITER vacuum vessel by crack propagation analysis

大森 順次; 中平 昌隆; 武田 信和; 柴沼 清; 佐郷 ひろみ*; 小野塚 正紀*

JAEA-Technology 2006-017, 134 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-017.pdf:15.96MB

核融合実験装置(ITER)の真空容器の製作性を向上させるため、真空容器の外壁と、補強リブあるいはブランケット支持用ハウジングの溶接に、プラグ溶接を適用できる可能性を、プラグ溶接部のクラック進展解析を行って評価した。ITERの真空容器は、内壁と外壁からなる二重壁で構成され、二重壁間にはリブやハウジングが設けられる。真空容器の製作では、内壁にリブとハウジングを溶接した後、これらを外壁と溶接するため、多数の溶接部の位置合わせが必要である。プラグ溶接は、通常の突き合わせ溶接に比べて溶接部の位置ずれを許容することができる。しかしながら、プラグ溶接は溶接部に外壁表面に沿った、非溶け込み部を生ずるので、ITER真空容器製作にプラグ溶接を適用するためには、許容非溶け込み長さを評価する必要がある。評価は、非溶け込み部を保守的に亀裂とみなし、溶接部にかかる荷重条件に対し亀裂進展解析を行って許容非溶け込み長さを求めた。インボード側の代表的直線部と、ハウジングの応力が最大となるインボード側上部曲線部について行った解析の結果、溶接部の非破壊検査による誤差を4.4mmと仮定して、真空容器のリブに許容される初期亀裂長さは8.8mm、ハウジングは38mmとなり、外壁の溶接部にプラグ溶接を適用することができる。

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