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論文

Effect of 3-D initial imperfections on the deformation behaviors of head plates subjected to convex side pressure

矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 9 Pages, 2018/07

原子力発電所の格納容器(CV)は、放射性物質の放出を防止するための重要な構造であるが、格納容器の耐圧限界は明らかにされていない。本研究では、CVバウンダリの一部を構成する機器である鏡板構造に着目し、重大事故時を想定した鏡板の耐圧限界評価法を開発するために、中高面に圧力をかけた鏡板の耐圧試験と有限要素解析を実施した。相対的に薄板の鏡板を用いた試験において、座屈後に局部変形集中を伴う非軸対称変形が観察され、他の試験よりも有意に低い圧力で破損が生じた。試験で見られた非軸対称変形を検討するために、詳細な3次元ソリッドモデルを用いた解析、さらに、均一な板厚を有するモデルまたは局所的な薄肉部を有するモデルを用いた解析を実施し、座屈後変形挙動の発生要因について検討した。

論文

Experimental study on the deformation and failure of the bellows structure beyond the designed internal pressure

安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Journal of Pressure Vessel Technology, 139(6), p.061201_1 - 061201_12, 2017/08

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

本研究では、内圧の影響を受けたベローズ構造の到達圧力の評価方法を開発するために、ベローズ構造の破壊試験と有限要素解析(FEA)を行った。一連の試験により破壊モードを実証し、3種類の破壊モードを確認した。試験中の座屈および変形挙動をシミュレートするために、陰解法および陽解法による解析を実施し、試験結果と比較した。

論文

Experimental study on behaviours of two-ply bellows subjected to pressure and displacement loads

月森 和之; 安藤 勝訓; 矢田 浩基; 一宮 正和*; 安濃田 良成*; 荒川 学*

Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08

2層ベローズは層間の摩擦の影響があるため、解析上の取り扱いが1層ベローズよりも難しい。本研究では、2層ベローズと1層ベローズに対する内圧をパラメータとしたバネ定数試験を実施し、2層ベローズのバネ定数は、内圧によらず1層ベローズのほぼ2倍であることを実験的に明らかにした。また、2層と1層のベローズ両方でインプレーン座屈が観察された。両者の変形挙動は類似していたが、2層ベローズの座屈圧力は1層ベローズのほぼ2倍であった。これらは層間の摩擦を無視できることを意味しており、2層ベローズの解析においては半分の圧力負荷の1層ベローズに置き換えることができることを明らかにした。

論文

Experimental demonstration of failure modes on bellows structures subject to internal pressure

安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 11 Pages, 2017/07

本研究では、設計基準を超えた状況におけるベローズ構造の限界圧力評価法を開発するためベローズ構造の耐圧破壊試験と有限要素解析を行った。内圧試験は、室温下でベローズ試験体に加圧された水を供給することにより行い、漏えいが観察されるまで加圧した。ガードパイプ付き0.5mm厚ベローズ試験体の最大圧力はガードパイプなしの試験体の最大圧力よりも大きく、ベローズ構造が大きく膨らみ延性破損が観察された。一方、0.5mm厚のガードパイプなしの試験体では、ベローズの初期設定条件にかかわらず、局部破損が確認された。1.0mmの厚さのベローズ試験体では、1層および2層ベローズの両方で延性破損が観察された。すべての試験で得られた最大圧力は、EJMA標準によるインプレーン不安定性に基づく設計圧力の制限の推定結果より約10倍大きかった。しかし、試験で確認された3つの破壊モードは、複雑な変形挙動を伴うため通常の有限要素法解析で模擬することは難しくため、いくつかの限界圧力の評価手順を適用し試験結果の対比を整理した。

論文

Failure mode of ED and AD type head plates subject to convex side pressure

矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

FBRの1次冷却材と2次冷却材とのバウンダリを構成する中間熱交換器の鏡板は、重大事故シナリオの検討において重要な部位である。本研究では、重大事故シナリオの検討に資する鏡板の限界圧力評価法を開発するために、2種類の鏡板に対して、中高面に圧力を負荷した限界圧力試験及びFEA解析を行った。その結果、中高面に圧力を受ける鏡板の破損モードは、変形による鏡板端部での曲げ及び曲げ戻し挙動によって引き起こされる周方向の板厚貫通亀裂であることが明らかとなった。

論文

Experimental study on ultimate strength of single and double type bellows under internal pressure

安藤 勝訓; 矢田 浩基; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 8 Pages, 2016/07

本件では、高速炉の原子炉格納容器バウンダリを構成する部位のうち薄肉であり相対的に限界圧力が小さいと考えられる原子炉格納容器貫通部配管ベローズおよび冷却材ガスバウンダリの中で薄肉であり相対的に限界圧力が小さいと考えられる中間熱交換器のカバーガスバウンダリベローズについて破損様式の検証と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験および解析を実施した。

論文

Experimental study on ultimate strength of a ellipsoidal dished head plate under pressure on convex surface

矢田 浩基; 安藤 勝訓; 月森 和之; 一宮 正和*; 安濃田 良成*

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 7 Pages, 2016/07

高速炉の原子炉格納容器バウンダリを構成する部位のうち、相対的に限界圧力が小さいと考えられる中間熱交換器下部鏡板を対象として、鏡板中高面に設計圧力を超える圧力が作用した場合の破損様式の検討と限界圧力の評価法の開発を目的とした試験及び解析を実施した。

論文

原子力教科書; 原子力熱流動工学

秋本 肇; 安濃田 良成; 高瀬 和之; 玉井 秀定; 吉田 啓之

原子力教科書; 原子力熱流動工学, 336 Pages, 2009/03

原子力熱流動工学は、原子炉設計において原子炉の出力や発電システムの熱効率などの重要なパラメータを決定するための基礎となっている。また、原子炉事故時の安全性を評価するうえでも、原子炉の冷却の健全性を評価するための基礎となっている。本書は、原子炉の設計・安全評価を行うために必要となる熱工学的な基礎についてまとめたものである。

報告書

第2回原研-サイクル機構合同安全研究成果報告会講演集 2004年2月6日、東京

杉本 純*; 安濃田 良成*; 新谷 文將*; 山口 紀雄*; 佐藤 義則; 石川 敬二

JNC-TN1200 2004-002, 100 Pages, 2004/07

JNC-TN1200-2004-002.pdf:5.41MB

原子力安全委員会の定める安全研究年次計画及び規制行政庁等のニーズを踏まえ、原研とサイクル機構が実施している安全研究について、原子力関係者及び一般を対象に、最近の成果を報告するとともに、統合後の新法人における安全研究の進め方に関する総合討論を行うことにより、今後、新法人が進める安全研究に資することを目的として、2004 年2 月6 日に東京で合同の研究成果報告会を開催した。本報告会には原子力関係者をはじめ規制行政庁を中心に、昨年の188 人を大幅に上回る259 人の参加があった。 本報告会は、研究成果の報告、特別講演、総合討論より構成した。まず、原研とサイクル機構の安全研究の成果の概要について、それぞれの機関より報告した。その後、原子力施設等、環境放射能、放射性廃棄物の各安全研究の成果について、原研及びサイクル機構から報告した。続いて、東原子力安全委員会委員より高レベル放射性廃棄物処分に対する防護基準の概要について特別講演があった。最後に、木村原子力安全委員会安全研究専門部会長が議長を勤め、規制行政庁、産業界、学界からのパネリストに原研及びサイクル機構からの各1名を加え、フロアからの参加も交えながら「新法人における安全研究の進め方」についての総合討論を行った。 原研及びサイクル機構以外のパネリストから新法人における安全研究の進め方に関する考え方が示され、期待の大きいことが明確になった。新法人の安全研究計画の策定に際して参考となる多くの貴重な意見が得られた。本報告書は、上記合同報告会における特別講演、報告、質疑応答、総合討論及び使用された発表資料を取りまとめ、講演集としたものである。

論文

ROSA-V計画における炉心損傷防止のためのアクシデントマネージメントの研究

浅香 英明; 安濃田 良成

混相流, 17(2), p.116 - 125, 2003/06

原研ROSA-V計画のもとで、LSTF装置を用いた総合実験とREALP5/MOD3コード解析により、加圧水型原子炉(PWR)の高圧ECCS注入機能喪失に伴う小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)時におけるSGの2次系強制冷却の有効性にかかわるパラメータの体系的評価手法を示し、運転操作の判断根拠を定量的に明らかにし、運転員が把握できる情報、すなわち減圧速度と減圧開始時間のみで操作の指針となるチャートを開発した。さらに、従来のLOCA解析コードでは、SG伝熱管の入り口においてのみCCFLが発生するようにモデル化されていたため、長い液柱の形成が予測されなかった。それに対し、CCFL条件判別式を伝熱管入口だけではなく全体に適用するようモデル化することにより、安全上重要な2次系強制冷却操作によって伝熱管内に形成される水柱の高さ及び保持時間を良好に再現できることなど、ROSA-V計画におけるシビアアクシデント防止に関するアクシデントマネージメント研究の主要な成果を紹介している。

論文

Evaluation of multiple steam generator tube rupture event

Seul, K. W.*; 与能本 泰介; Bang, Y. S.*; 安濃田 良成

Proceedings of 6th Biennial Conference on Engineering Systems Design and Analysis (ESDA2002), 9 Pages, 2002/07

蒸気発生器伝熱管損傷事象(SGTR)における複数本破断の安全性を実験的・解析的に評価した。実験では、原研のLSTFを用い、実機のSGTR事故時運転手順を模擬することにより運転操作の有効性を確認した。その結果、伝熱管6.5本相当の破断に対して、一次系逃し弁の手動開操作により、1次系から2次系への冷却材の流出を速やかに停止できることが確認された。本実験データをもとに、RELAP5/MOD3.3コードによる複数本SGTR事象の予測性能を検証した。解析結果は、水位挙動や主蒸気逃し弁の開閉などのシステム挙動を良好に再現した。最後に、検証された解析コードを用いて、破断伝熱管の本数の影響について1本から10本までの範囲で感度解析を行った。その結果、3本以上の破断において破断側蒸気発生器2次側が満水になるが、解析範囲内では、主蒸気逃し弁からの積算流出量に大きな違いが無いことが明らかとなった。

報告書

BWR定常ポストCHF試験結果; 限界熱流束及びポストCHF熱伝達率(受託研究)

井口 正; 岩城 智香子*; 安濃田 良成

JAERI-Research 2001-060, 91 Pages, 2002/02

JAERI-Research-2001-060.pdf:6.34MB

従来のポストCHF試験に比べて、2MPa~18MPaの広い圧力範囲,33kg/m$$^{2}$$s~1651kg/m$$^{2}$$sの広い流量範囲,過熱度500Kまでの広いヒータ温度範囲で、定常ポストCHF試験を行い、沸騰遷移領域,限界熱流束,ポストCHF熱伝達率に関するデータを得た。試験体は、BWR燃料と同径・同長のヒータによる4$$times$$4管群流路とした。試験の結果、沸騰遷移は複数のグリッドスペーサの直下で生成し、加熱量の増加とともに、沸騰遷移領域は下方に伸長することがわかった。グリッドスペーサー上方は核沸騰状態であるのに対し、グリッドスペーサ下方は膜沸騰状態になる。したがって、限界熱流速は、グリッドスペーサからの距離に影響される。グリッドスペーサ直上の限界熱流束は、同じ局所条件で比べるとグリッドスペーサ直下の限界熱流束の約1.15倍であった。ポストCHF熱伝達は、伝熱体の加熱度が十分大きければ、蒸気乱流熱伝達が支配的であり、単相流の熱伝達相関式が適用できる。加熱度が十分には大きくない場合、ポストCHF熱伝達率は、単相流の熱伝達相関式による予測値よりも大きくなる。ポストCHF熱伝達率を単相流の熱伝達相関式による予測値で規格化することにより、質量流束の影響を表現できる。ただし、圧力,過熱度,位置の影響を表現できない。試験結果によれば、ポストCHF熱伝達率に及ぼす圧力,過熱度,位置の影響は、ヒータ温度及び位置の関数で表現できた。ポストCHF熱伝達率は、グリッドスペーサ直下で最小であり、グリッドスペーサから上流に離れる程増加する。グリッドスペーサ1スパン区間で、ポストCHF熱伝達率は約30%増加した。

論文

振動円柱近傍の流速変動が円柱振動に与える影響

近藤 昌也; 安濃田 良成

日本機械学会論文集,B, 68(665), p.86 - 93, 2002/01

クロスフローによって振動する弾性片端支持円柱の流力振動現象を評価するために、円柱近傍の流速変動を円柱内に組み込んだ電磁流速計を用いて測定した。そして、その流速変動の位相とインライン方向変位の位相とを評価した。その結果、インライン振動に対する、交互渦の作用のタイミングが、流速条件によって異なることを流速変動の測定値から示した。また、第1励振域,安定域,第2励振域において、インライン振動の卓越周波数で、円柱と流れとの間にエネルギーの授受が行われていることを確認した。そして、そのエネルギー授受を示す位相の関係は、渦の種類ないしは交互渦の作用のタイミングによって変化しないことを示した。さらに、インライン方向1次元の1質点系モデルを用いて、円柱近傍の流速変動が、円柱のインライン方向変位と交互渦による流体力に対して、2つの位相を使って整理できることを示した。

論文

Roll wave effects on annular condensing heat transfer in horizontal PCCS condenser tube

近藤 昌也; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 最首 貞典*; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 川村 慎一*

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/00

横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)が検討されている。横型熱交換器の伝熱特性評価のため、水平単一U字伝熱管を用いた実験を行った。実験の結果、伝熱管入口端付近の環状流の局所熱伝達率を既存のモデルが過小評価する傾向があることがわかった。また、同時に行った可視化実験(伝熱管の一部区間に可視窓を取り付け、高速度ビデオを用いて行った)から、環状流の液膜表面に多数の巻波が存在することを確認した。そこで、巻波が液膜を撹拌、伝熱を促進するとの仮定の下に、局所熱伝達率を巻波の時間あたりの通過頻度に対して整理したところ、両者の間には強い相関関係があることを見出し、仮定を裏付けた。さらに、この相関関係を基に、液膜の通過頻度を考慮した、水平管内環状流凝縮熱伝達率を与えるモデルを提案した。

論文

Water flow simulation test on flow-induced oscillation of thermowell in prototype fast breeder reactor "MONJU"

近藤 昌也; 安濃田 良成

JSME International Journal, Series B, 44(4), p.688 - 694, 2001/11

高速増殖炉「もんじゅ」の熱電対流力振動に関する水流模擬実験を行った。試験体変位の測定並びに可視化実験を行い、試験体の振幅及び周波数特性、振動の位相を評価した。評価の結果、対称渦を伴うインライン方向1次元振動が生じる流速範囲と、交互渦を伴う2次元振動が生じる流速範囲とが存在することを示した。また、ウェーブレット変換と統計処理手法を組み合わせた位相評価手法を提案し、2次元振動領域におけるインライン方向変位の位相と交互渦による外力の位相との関係が流速条件によって変化していることを示した。

論文

Study on oscillated flow around excited cylinder using built-in electromagnetic flowmeters

近藤 昌也; 安濃田 良成

Emerging Technologies for Fluids, Structures and Fluid-Structure Interaction, 2001 (PVP-Vol.431), p.111 - 117, 2001/07

クロスフローによって振動している円柱について、円柱近傍の変動流の流速を円柱中に組み込んだ電磁流速計を用いて測定した。そして、変動流の位相と円柱のインライン方向変位の位相とを比較した。比較の結果、(1) 変動流に含まれる交互渦の周波数成分の位相は、円柱のインライン方向変位の位相に対して、ある一定の関係を成していること、(2) その関係は、インライン振動の2つの励振域に挟まれた流速範囲(安定域)と、交互渦のロックイン振動が生じている流速範囲(第2励振域)とでは異なること、(3) 円柱の両側の変動流の位相は、円柱の振動周波数では同位相、交互渦の周波数では逆位相であることを明らかにした。(1)及び(2)の結果は、インライン振動の平均振幅の大きさの変化に交互渦が影響しているという著者らの主張を裏付けるものとなった。

論文

Baseline study to model a typical condensation-induced water hammer event measured at the two-phase flow test facility (TPTF) in Japan

Schultz, R. R.*; 近藤 昌也; 安濃田 良成

Emerging Technologies for Fluids, Structures and Fluid-Structure Interaction, 2001 (PVP-Vol.431), p.1 - 12, 2001/07

小型二相流実験装置(TPTF)を用いて行った凝縮水撃実験の評価と、凝縮水撃に関する文献調査を行った。著者らは凝縮水撃を、(1)液スラグの形成過程、(2)蒸気泡の球凝縮過程、(3)低圧側への液スラグの移動過程、(4)液スラグによる衝撃発生過程、(5)衝撃波の伝播過程、(6)凝縮水撃発生前状態への回復過程に分別し、各過程に関連する文献を示した。特に、液スラグの形成過程に関しては、これまで提案されてきたモデルを5つに分類してまとめた。衝撃波の伝播過程については、TPTFの実験データを用いて衝撃波とその反射波の伝播の様子を示した。

報告書

瞬時計測型流路断面平均ボイド率計の開発; BWR条件への適用

井口 正; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成

JAERI-Research 2001-032, 111 Pages, 2001/05

JAERI-Research-2001-032.pdf:4.14MB

著者らは、流路断面平均ボイド率を非定常計測する実用的なコンダクタンス型ボイド率計を開発した。本ボイド率計は、流路内の二相流ボイド率と二相流電気伝導度との相関関係を利用する。空気/水2相流による校正試験を行った結果によれば、ボイド率$$alpha$$は電流比I/I$$_{0}$$(I$$_{0}$$は、満水時の電流)を用いて、$$alpha$$=1-I/I$$_{0}$$で近似できる。このボイド率計を、高温・高圧のBWR条件(290$$^{circ}C$$,7MPa)に適用し、その計測性能を調べた。その結果、電極部の耐熱性に改良の余地があるが、高温・高圧でもボイド率$$alpha$$$$alpha$$=1-I/I$$_{0}$$で近似できることがわかった。ただし、水の電気比抵抗の温度依存性を考慮する必要がある。このため、水の電気比抵抗の温度依存性を調べるとともに、温度補正式を導出した。また、本ボイド率計を規模の大きい試験装置に適用するときには、回路のキャパシタンスの影響が無視できなくなる。このため、この影響を抑制する方策を講じた。高温高圧条件下で流量133kg/m$$^{2}$$s以下、2$$times$$2管群流路で、ボイド率0%~70%では誤差10%以内でボイド率を測定できた。本ボイド率計は、原理的に流量の影響を受けない。このため、流量変動がある条件でのボイド率計測が可能である。

報告書

BWRポストCHF試験データレポート; 過渡事象炉心伝熱流動試験計画(受託研究)

井口 正; 伊藤 秀雄; 木内 敏男; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成

JAERI-Data/Code 2001-013, 502 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-013.pdf:32.38MB

原研は大型再冠水効果実証試験第2期計画として、過渡事象炉心伝熱流動試験計画を実施した。本試験計画では、従来型の軽水炉の定格条件を模擬でき、模擬燃料15本(ほかに非発熱棒1本の合計16本で4$$times$$4管群を構成する。)から構成される模擬炉心を有する過渡事象炉心伝熱流動試験装置を用いて試験を行い、軽水炉の異常な過渡変化及び事故時の炉心冷却の実証と安全余裕の定量化を行う。本試験計画の一環として、ポストCHF熱伝達に関するデータを取得した。本試験データは、軽水炉の炉心ヒートアップ後の炉心温度を評価するには必須のデータである。これまでのこの種の試験データに比べて、極めて高温の条件、低圧から高圧までの広い圧力範囲をカバーしているところに特徴がある。また、従来の多くの研究では、最も早くヒートアップした領域を対象としているが、ヒートアップ域の拡大や縮小,ヒートアップ域の軸方向の相違などについてはあまり議論されていない。本試験では、炉心下端から上端までの広い範囲の被覆管温度を取得した。本報告書では、ポストCHF熱伝達試験の試験条件,被覆管温度データ,ポストCHF伝達率などのデータをまとめ、試験データを解析する際の資料とする。

論文

Neutron radiography flow visualization of liquid metal injected into an empty vessel and a vessel containing saturated water

柴本 泰照; 中村 秀夫; 安濃田 良成

Nuclear Technology, 133(1), p.119 - 132, 2001/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.61(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント時に、溶融炉心が圧力容器下部ヘッド内へジェット状に落下する場合想定した液体金属の熱流動可視化実験を行った。可視化には高速度撮影の中性子ラジオグラフィを用い、これまで困難とされてきた液体金属内部の流れの可視化に成功した。空の容器に模擬溶融燃料(鉛-ビスマス)を落下させ、液体金属内に混入させたトレーサ動きをPIV(Particle image velocimetry)により流速分布を求めた。落下後のメルトは大きな対称渦を形成し、この渦が流体慣性の減少とともに減衰、やがて安定な密度成層の状態として流れが停滞する。数値計算結果との比較から、この対称渦の挙動は、壁での熱伝達条件に大きく影響されることを見いだした。また、溶融金属/冷却材相互作用の実験として、飽和水中へのメルト落下実験も行った。落下直後の生成蒸気塊の成長について、一次元断熱膨張を仮定したモデルを提案し、実験値と良く一致することを示した。同じくPIVにより、混相流条件下での液体金属流速分布の計測に成功した。

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