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論文

Sodium experiments on natural circulation decay heat removal and 3D simulation of plenum thermal hydraulics

上出 英樹; 小野 綾子; 木村 暢之; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Companion CD (CD-ROM), 11 Pages, 2015/04

自然循環による崩壊熱除去は長期の全電源喪失時など高速炉の安全性評価において重要な特性である。ここでは7集合体炉心モデルを有するナトリウム試験装置を用い、自然循環時の炉心部熱流動現象並びに崩壊熱除去系における自然循環特性を明らかにした。炉心部では集合体間ギャップ部を通る自然対流(インターラッパーフロー)の顕著な除熱効果を確認するとともに、長期崩壊熱除去における空気冷却器の低温条件下での自然循環特性を明らかにした。また、崩壊熱除去系熱交換器の自然循環時の3次元熱流動現象(温度成層化やバイパスフロー)について3次元解析手法の適用性を実験との比較により示した。

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; 自然循環条件における成層界面挙動評価

萩原 裕之; 木村 暢之*; 小野島 貴光; 長澤 一嘉*; 上出 英樹; 田中 正暁

JAEA-Research 2014-014, 178 Pages, 2014/09

JAEA-Research-2014-014.pdf:53.12MB

日本原子力研究開発機構で設計検討が行われているナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、原子炉スクラム時において、炉上部プレナム内に温度成層化現象が発生する。成層界面では鉛直方向に急峻な温度勾配が形成され、時間経過とともに成層界面が上昇すると、炉容器壁に熱荷重が発生する。これまでに、強制循環試験(15%流量)を実施し、炉容器壁の熱応力に対して構造健全性を担保できる見通しを得ている。今回、1/11縮尺上部プレナム水流動試験装置により、強制循環から自然循環へ系統運用を変更した試験を実施した。加えて、直接炉心冷却系熱交換器(DHX)を運転した試験を実施した。本試験により、自然循環に系統運用を変更することで、成層界面での温度勾配が1/3程度に低下し、スクラム時の炉容器壁の構造健全性の裕度が大幅に増加することを明らかにした。また、DHXを運転した場合、DHX出口からの低温流体により、炉容器壁に急峻な温度勾配が生じることを明らかにした。

報告書

配管合流部体系に関する高サイクル熱疲労現象の研究; 流体から構造材への温度変動伝達挙動評価

木村 暢之; 小林 順; 亀山 祐理*; 長澤 一嘉*; 江連 俊樹; 小野 綾子; 上出 英樹

JAEA-Research 2014-009, 104 Pages, 2014/07

JAEA-Research-2014-009.pdf:15.23MB
JAEA-Research-2014-009-appendix(CD-ROM).pdf:17.88MB

本研究では、T字管体系配管合流部におけるサーマルストライピングを対象とし、枝配管からの噴流が主配管壁面に沿って流れる壁面噴流条件における非定常の熱伝達挙動を明らかにする試験(WATLON試験)を実施した。試験では、流体温度分布と構造材温度分布の同時計測および構造材温度分布と主配管内の流速分布の同時計測を行い、流体混合部における壁面への熱伝達率および伝達挙動の局所流速依存性を把握した。試験の結果、壁面噴流条件での熱伝達率は、温度変動が特に大きい領域において、平滑な直管を対象としたDittus-Boelterの相関式に比べ、およそ2倍から6倍となることがわかった。さらに、壁面近傍における流速の増加と壁面における熱伝達率は相関があることがわかった。

論文

Effects of fluid viscosity on occurrence behavior of vortex cavitation; Vortex structures and occurrence condition

江連 俊樹; 伊藤 啓; 木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹; 亀山 祐理*

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05

液中渦キャビテーションついて、流体の粘性が発生に与える影響を明らかにするため、円筒の水体系における実験研究を実施した。水の動粘性及び吸込み管流速をパラメータとして数条件変化させ、流速鉛直及び水平断面における流速分布を把握した。試験の結果、フローパターンや、渦周囲の循環の大きさなど渦構造について把握するとともに、容器底面から吸込みノズルへ向けて渦が発達する過程を明らかにした。これらの結果を液中渦キャビテーション発生条件の整理に反映した。

論文

Fundamental behavior of vortex cavitation in a 1/22 scaled upper plenum model of sodium-cooled fast reactor; Influences of kinematic viscosity and system pressure

江連 俊樹; 伊藤 啓; 小野島 貴光; 木村 暢之; 上出 英樹

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12

本研究では、JSFRの1/22縮尺水試験モデルを用いて動粘性係数($$nu$$)及び圧力($$P$$)を変化させた試験を行い、液中渦キャビテーションの発生挙動を可視化と画像処理により定量的に把握した。試験の結果、液中渦キャビテーションは$$nu$$及びPに対して依存性を持ち、少なくとも今回のような小型の縮尺体系においては、Burgersモデルから示唆されるように$$nu$$が増加することで液中渦キャビテーションの発生が抑制される傾向が見られた。同時に、$$P$$の増加により液中渦キャビテーションが抑制がされる程度は、キャビテーション係数で整理されるよりも小さいことがわかった。

論文

液中渦キャビテーション発生条件に対する粘性の影響に関する実験研究

江連 俊樹; 伊藤 啓; 木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹

キャビテーションに関するシンポジウム(第16回)講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/11

液中渦によるキャビテーション発生に関して、基礎的な水試験装置により粘性の影響を把握する試験を行った。水温を10$$^{circ}$$Cから80$$^{circ}$$Cまで変化させることで、動粘性係数$$nu$$を1.3$$times$$10$$^{-6}$$m$$^{2}$$/sから3.7$$times$$10$$^{-7}$$m$$^{2}$$/sの範囲で変化させ、可視化により液中渦の発生条件を把握した。試験の結果、比較的$$nu$$が大きい場合には$$nu$$の影響が顕著であったのに対し、$$nu$$が小さくなるとその影響が小さくなることがわかった。この結果から、無次元循環$$Gamma$$$$^{*}$$を評価パラメータとして導入することで、キャビテーション係数と$$Gamma$$$$^{*}$$により、今回の試験結果を一つのマップ上に整理できることを見いだした。

論文

Experimental study on thermal stratification in a reactor vessel of innovative sodium cooled fast reactor; Characteristics of stratification interface under natural circulation operation

木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹

Proceedings of 9th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-9) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/09

ナトリウム冷却高速炉のスクラム過渡時温度成層化現象に関して、1/11縮尺炉上部プレナム水流動試験装置を用い、トリップ後の系統運用を自然循環に変更した場合の温度成層界面挙動を評価した。その結果、成層界面での温度勾配が、強制循環除熱条件に比べて、1/2.6$$sim$$1/6.2程度となった。すなわち、系統運用の変更により、温度成層化現象による原子炉容器壁への熱応力を大幅に低減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の熱流動に関する研究; 平行三噴流体系での流体-構造連成解析による温度変動伝達挙動の評価

木村 暢之; 上出 英樹; 長澤 一嘉*; Emonot, P.*

JAEA-Research 2012-017, 97 Pages, 2012/07

JAEA-Research-2012-017.pdf:12.12MB

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原子力プラントの安全性を確保するうえで重要な課題となっている。本研究は、サーマルストライピング現象評価の一環として、3本の噴流が矩形断面のスリットから鉛直に置かれた壁と平行に吐出する体系での水及びナトリウム試験を対象に、ラージエディシミュレーション法(LES)を用いた流体-構造連成解析(仏原子力・代替エネルギー庁で開発した熱流動解析コードTrio-U)を実施した。本解析では、流体及び構造材の接触面近傍に詳細な計算メッシュを配置し、流体と構造材の熱的連成を熱伝導のみでモデル化した。流体中の温度変動強度に関して、水及びナトリウム体系とも数値解析により実験結果の空間分布を再現することができた。また、構造材内の温度変動強度は、水及びナトリウム体系とも本解析により再現できた。このことから、サーマルストライピング現象に対するLESをベースにした流体・構造連成解析の適用性を確認することができた。また、解析により、壁面近傍での流体混合特性及び温度変動の構造材への伝達特性を明らかにした。

報告書

ナトリウム冷却炉の高サイクル熱疲労の防止に関する実験研究; コラム型UIS下部におけるサーマルストライピング現象

小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹

JAEA-Research 2012-014, 40 Pages, 2012/07

JAEA-Research-2012-014.pdf:7.8MB

JSFRの制御棒チャンネルと燃料集合体との出口ナトリウム温度差は最大で100$$^{circ}$$C程度になるため、炉心出口部における流体の混合による温度変動が炉上部機構(UIS)の下部高サイクル熱疲労を与える可能性がある。そこで、炉心出口と炉容器上部プレナムを対象とする1/3スケール60$$^{circ}$$セクタモデルを使用した水流動試験を実施した。制御棒周辺の温度とその変動強度分布を計測するとともに、熱疲労に対する対策構造の評価を行った。試験の結果、制御棒周辺の温度変動特性を把握するとともに、熱疲労に対する対策構造は温度変動振幅を低下させ、構造材料に対する熱応力に変換されやすい周波数領域においても、その変動強度を低下させる効果があることを明らかにした。また、比較的低温の冷却材が流出するブランケット集合体と炉心燃料集合体との境界における温度変動強度分布を把握した。

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

Development of flow-induced vibration evaluation methodology for large-diameter piping with elbow in Japan sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 田中 正暁; 木村 暢之; 大島 宏之; 上出 英樹; 渡辺 収*

Nuclear Engineering and Design, 241(11), p.4464 - 4475, 2011/11

 被引用回数:12 パーセンタイル:25.41(Nuclear Science & Technology)

本論文では、JSFRの1次系配管の流力振動評価手法開発の現状について述べる。特に、その開発のアプローチ並びにショートエルボ配管内の非定常流動特性を調べる研究が記述される。実験研究については、ホットレグ配管の1/3縮尺と1/10縮尺の単一エルボ試験体及びコールドレグ配管の1/4縮尺と1/7縮尺の3段エルボ試験体を用いて実施された。1/3縮尺試験体を用いた最近の実験では、ホットレグ配管入口部での旋回流は配管の圧力変動にほとんど影響を与えないことを示した。解析研究では、U-RANSとLESで進めている。本論文では、U-RANSがホットレグ配管実験へ適用できることを示した。

論文

Influence of elbow curvature on flow structure at elbow outlet under high Reynolds number condition

小野 綾子; 木村 暢之; 上出 英樹; 飛田 昭

Nuclear Engineering and Design, 241(11), p.4409 - 4419, 2011/11

 被引用回数:42 パーセンタイル:3.3(Nuclear Science & Technology)

アドバンストループ型高速炉では、建設コスト削減の観点から、2ループによる冷却系を検討している。ループ数削減に伴い、従来設計に比べて一次冷却系配管の口径が大型化し、管内流速も増加することから、エルボ曲がり部での流れの偏りに起因する流体励起振動の発生が懸念されている。本研究では、実機ホットレグ配管の1/8縮尺の配管径で2種類の異なる曲率比を持つエルボを作製し、配管内の流速を高速度PIVにより計測することで、エルボの曲率が流速変動に与える影響を明らかにした。実験では、エルボ部において、配管の軸方向に対して垂直断面と水平断面の瞬時二次元流速ベクトルを取得し、曲率比の異なるそれぞれのエルボでの二次流れの挙動や剥離部近傍の流況を観察した。その結果、曲率の違が剥離域形成に大きく影響を与えること、剥離域再付着点では、二次流れの流入や再付着挙動により速度変動が起こっていることがわかった。

論文

Experimental investigation on bubble characteristics entrained by surface vortex

江連 俊樹; 木村 暢之; 宮越 博幸; 上出 英樹

Nuclear Engineering and Design, 241(11), p.4575 - 4584, 2011/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:31.15(Nuclear Science & Technology)

近年のナトリウム冷却型高速炉設計では、炉容器をコンパクト化が検討されているが、ナトリウムの自由液面からのカバーガス巻込みが重要な課題となっている。本研究では、液面渦によるガス巻込みに関して、巻込まれる気泡径についての知見を得るため、基礎的な水試験を実施した。巻込まれた気泡の画像に対し、画像処理に行うことにより、気泡径を算出し、気泡径分布を幾つかの実験条件に対して求めた。また、渦周囲の速度場と表面のくぼみ形状(ガスコア)を同時に計測することで、それらが巻込まれる気泡形状に与える影響について調査した。以上の結果、巻込まれた気泡の平均等価直径は実験条件の範囲において、1.3mm-2.1mmの範囲で変化しており、気泡の大きさはガスコアの太さに影響されることを明らかにした。

論文

Sodium experiment on fully natural circulation systems for decay heat removal in Japan sodium-cooled fast reactor

上出 英樹; 小林 順; 小野 綾子; 木村 暢之; 渡辺 収*

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 16 Pages, 2011/09

ナトリウム冷却高速炉の実用化に向けて、完全自然循環方式崩壊熱除去システムに関する研究開発を進めている。本報告では、中間熱交換器に挿入する形式の崩壊熱除去系(PRACS)冷却器の伝熱特性並びにループの流動抵抗係数をパラメータとした自然循環過渡特性に関するナトリウム試験を実施した結果を示す。1次系並びに崩壊熱除去系の流動抵抗係数は、温度差と流量が補償し合うことで自然循環に与える影響が限定的となることを実験的に明らかにした。

論文

Unsteady hydraulic characteristics in pipe with elbow under high Reynolds condition

小野 綾子; 木村 暢之; 上出 英樹; 飛田 昭

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 13 Pages, 2011/09

アドバンストループ型高速炉は、ループ数削減に伴い、従来設計に比べて一次冷却系配管の口径が大型化し、管内流速も増加する設計となるため、エルボ曲がり部での流れの偏りに起因する流体励起振動の発生が懸念されている。流体励起振動のメカニズム把握するためには、エルボ内の流動構造と流動変動によって生じる圧力変動特性を把握する必要がある。本研究では、エルボ内の非定常流動構造を明らかにするために高速PIVにより流速場計測を行うとともに、圧力センサを用いエルボ腹側壁面での圧力変動計測を行った。曲率比をパラメタとすることで流体剥離の程度を変化させ、剥離域の形成が壁面圧力変動に及ぼす影響を調べた。その結果、剥離域が形成されると再付着点近傍において、その揺動に対応した周期的な圧力変動が生じること、二次流れの腹側への流入が剥離域近傍の流動変動の周期に影響を及ぼすことがわかった。

論文

Experimental study on influences of kinematic viscosity on occurrences of cavitation due to sub-surface vortex

江連 俊樹; 木村 暢之; 小林 順; 上出 英樹

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 13 Pages, 2011/09

液中渦キャビテーション発生に対する動粘性係数の影響を把握するため、円筒容器中での水試験を実施した。水温を10$$^{circ}$$Cから80$$^{circ}$$C($$nu$$: 1.3$$times$$10$$^{-6}$$ - 3.7$$times$$10$$^{-6}$$m$$^{2}$$/s)の範囲で数条件に変化させ、水の粘性を変えた試験を実施し液中渦の発生の把握を行った。加えて、液中渦周囲の速度分布を粒子画像流速測定法により計測した。その結果、動粘性係数が比較的大きい領域では発生条件への影響がみられたが、その影響は動粘性係数が減少するか、吸込み流速が増加するにつれて見られなくなることがわかった。加えて、これら傾向を整理する指標として、無次元化循環$$Gamma$$$$^{*}$$を見いだした。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled fast reactor; Countermeasures for control rods and radial blanket assemblies

小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹; 渡辺 収*; 大山 一弘*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/05

革新的なループ型ナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究を、高速炉サイクル開発プロジェクト(FaCT)の枠組みで実施している。制御棒チャンネル及びブランケット集合体と燃料集合体との温度差は最大で100$$^{circ}$$C程度となり、炉心出口部における流体の混合による温度変動は、UIS下部において高サイクル熱疲労の原因となる。そこで、炉心及び上部プレナムの1/3スケール60$$^{circ}$$セクタモデル試験体を使用した水流動試験を実施し、低温流体付近の温度変動の特徴を把握するとともに、UIS下部における温度変動を緩和する方策の効果を確認した。

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; 炉心出口流速及びスクラム前後の温度差の影響

木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹; 長澤 一嘉*

JAEA-Research 2010-065, 191 Pages, 2011/03

JAEA-Research-2010-065.pdf:14.57MB

ナトリウム冷却高速炉のスクラム過渡時温度成層化現象に関して、1/10縮尺原子炉容器上部プレナム試験装置を用いて、炉容器壁近傍における熱伝達を含む成層界面挙動の支配因子を把握するための熱流動パラメータ試験、及び燃料交換機貫通孔プラグ高さをパラメータとした試験を実施した。本試験により、スクラム時の炉心出口流量,炉心出口温度差で定義したRi数と成層界面高さ,上昇速度との関係について明らかにした。また、成層界面温度勾配とPe数の関係を明らかにした。

論文

Sodium experiments on decay heat removal system of Japan sodium cooled fast reactor; Start-up transient of decay heat removal system

上出 英樹; 小林 順; 小野 綾子; 木村 暢之; 宮越 博幸; 渡辺 収*

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/11

大型ナトリウム冷却高速炉の実用化を目指し、完全自然循環方式の崩壊熱除去システムに関する研究開発を進めている。本報告では、これまでに設計例の少ない中間熱交換器に挿入する形式の崩壊熱除去用冷却器(PRACS熱交換器)の伝熱特性並びに1次冷却系と崩壊熱除去系の自然循環に関するナトリウム試験を実施した結果を示す。試験では、PRACS熱交換器の熱伝達率を求めるとともに、すべての系統が自然循環となる崩壊熱除去系の2次側ナトリウム系統、空気冷却器空気側の待機運転から起動時のスムーズな自然循環流量の立ち上がりを確認した。

論文

Influences of fluid viscosity on the occurrences of cavitation due to sub-surface vortex

江連 俊樹; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/11

液中渦によるキャビテーションに対して流体の粘性の違いが与える影響を調査するため、円筒容器体系での基礎的な水試験を実施した。水温を10$$^{circ}$$Cから80$$^{circ}$$Cの範囲で変化させることで、動粘性係数($$nu$$)を1.3$$times$$10$$^{-6}$$から3.7$$times$$10$$^{-7}$$m$$^{2}$$/sの範囲で変化させ、粘性の影響を調査した。液中渦によるキャビテーション発生は、CMOSカメラにより撮影したデジタル画像を画像処理することにより検出した。そのうえで、$$nu$$の異なる条件下での、液中渦の発生状況を発生率とキャビテーション係数との関係により整理した。実験の結果、$$nu$$の影響は$$nu$$が大きい条件下では顕著であるものの、$$nu$$が減少するにつれ、影響が小さくなることがわかった。

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