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論文

Investigation on natural circulation for decay heat removal in reactor vessel of sodium-cooled fast reactor

相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*; 中根 茂*; 石田 勝二*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するため、シビアアクシデント時を含む炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握するために1/10縮尺水試験を実施した。本試験装置は、浸漬型DHX,貫通型DHX及びRVACSの3種類の冷却機器を有しており、かつ炉内各所に溶融燃料を模擬した電気ヒータを設置している。これより、本試験装置では、様々な条件下での炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握することができる。本研究では、浸漬型DHX, RVACS運転時の炉容器内自然循環特性を温度計測試験及びPIV計測より検討した。さらに、温度変動がPIV計測に与える影響を定量的に評価した。

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。

報告書

配管合流部の混合現象に関する研究; 流体混合現象と構造材への温度変動伝達挙動の解明

五十嵐 実; 田中 正暁; 木村 暢之; 中根 茂*; 川島 滋代*; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-092, 100 Pages, 2003/11

JNC-TN9400-2003-092.pdf:5.1MB

高サイクル熱疲労の研究は、高速炉における構造健全性の観点で重要である。サイクル機構では高速炉における熱疲労評価手法を確立するために種々の実験及び解析コードの整備を実施している。本報は、T字管水試験による温度・速度場計測を実施した。温度測定の結果から、主/枝配管の運動量比が等しければ、温度変動の周波数特性は無次元化したパワースペクトル密度が一致することがわかった。流速測定の結果から、運動量比が等しければ合流部のフローパターンは一致することがわかった。また伝達関数による熱伝達率の推定から、時間的に一定な熱伝達率により温度変動の流体から構造への伝達は表現できることがわかった。

報告書

配管合流部の混合現象に関する研究; DNSによる実験解析と現象の解明

五十嵐 実; 川島 滋代*; 中根 茂*; 田中 正暁; 木村 暢之; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-005, 80 Pages, 2003/02

JNC-TN9400-2003-005.pdf:3.68MB

温度の異なる流体が混合することによって発生する温度変動により、構造材内部に高サイクル熱疲労が発生する現象(サーマルストライピング現象)を評価することは、原子力のみならず一般プラントにおいても重要な課題である。核燃料サイクル開発機構では、本現象の解明とともに設計に適用できる評価ルールを構築するために実験及び解析コードの整備を実施している。T字管体系の配管合流部におけるサーマルストライピング現象に関しては、評価ルールを具体化するために、長周期温度変動水流動試験(WATLON:Water Experiment of Fluid Mixing in T-pipe with Long Cycle Fluctuation)を実施している。 本研究では、直接シミュレーション(DNS)コードによる解析を実施し、熱電対ツリーによる詳細な温度分布測定及び粒子画像流速測定法(PIV)による詳細な速度分布測定結果との比較からコードの適用性を評価するとともに、温度変動に影響を及ぼすと考えられる渦構造の解明を試みた。 DNSによる解析は、試験(壁面噴流と衝突噴流の2ケース)で得られた時間平均温度場及び速度場をほぼ再現できることがわかった。また、解析結果は、温度測定試験における壁面噴流条件で得られた温度変動強度の高い位置に発生する温度変動の卓越周波数も精度良く再現できた。 DNSによる解析結果から、壁面噴流条件における温度変動強度の高い位置に発生する温度変動は、枝配管から出た噴流の後流域に生成されるカルマン渦によるものであることがわかった。また、この枝配管後流域に生成される渦は3次元的な挙動を示していることが確認された。

報告書

多次元熱流動解析のポスト処理システムの構築

三宅 康洋*; 中根 茂*; 西村 元彦; 木村 暢之

JNC TN9400 2000-016, 40 Pages, 1999/12

JNC-TN9400-2000-016.pdf:3.71MB

従来、多次元熱流動解析コードを用いた解析結果の可視化については2次元のプロットを各断面毎に日本語ラインプリンタ(NLP)へ出力することで対応していた。しかし、現象を把握するためには非常に多くのプロットを出力する必要があることから、時間と手間がかかり、解析結果を即座に確認することができなかった。また、出力結果は白黒描画であることから、視覚的に現象を把握するのが困難であった。そこで、熱流動現象の可視化ツールとして学術界および工業界で信頼性の高いMicroAVS(参考文献)およびFieldView(参考文献)を導入し、短時間で、かつ効率的に説得力のある解析結果の表示を得ることを目的として、多次元熱流動解析コードから可視化ツールへの物理データの引き渡しを行うポスト処理システムを構築した。その結果、これまで紙面上でしか確認できなかった解析モデル構造および解析結果をパソコン画面上で容易かつ迅速に確認できるようになった。さらに、カラー表示・印刷が可能となり、報告書等に掲載するプロットに品質の高い説得力のある表示(画像)を扱うことができるようになった。また、過渡熱流動現象解析に対して、可視化ツールのアニメーション機能を用いて現象の時間推移を動画で確認できるようになり、過渡現象を視覚的にとらえることが可能となった。

口頭

PIV流速場計測における撮影角度と屈折効果を考慮した複雑形状流路への適用

小林 順; 佐藤 博之; 木村 暢之; 上出 英樹; 中根 茂*

no journal, , 

複雑な内部形状をもつ流路の流れに垂直な断面内など、通常では可視化計測が困難な体系に、斜めから撮影し屈折を考慮することで、PIVによる速度場計測を適用した。

口頭

縮尺水流動試験による高速炉の炉容器内自然対流崩壊熱除熱特性の把握; シビアアクシデント時における炉内冷却器の起動を模擬した流動可視化試験

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

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む炉容器内の崩壊熱除熱特性および熱流動特性を把握する縮尺水流動試験を実施した。蛍光染料を用いた可視化試験により、炉容器内浸漬型熱交換器からの低温流体挙動および炉心部や炉内に分散した模擬溶融燃料の冷却過程に関する知見を得た。

口頭

縮尺水流動試験による高速炉の炉容器内自然対流崩壊熱除熱特性の把握,3; 炉容器外面冷却器の起動を模擬した炉容器内温度計測

相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計; 中根 茂*; 石田 勝二*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む崩壊熱除去特性および熱流動特性を把握する縮尺水流動試験を実施している。本報告では、溶融燃料の配置をパラメータとした各条件に対して炉容器外面冷却器を模擬した冷却機器を起動させ、炉容器内過渡挙動を確認するとともに、自然循環定常状態における炉容器内熱流動場について検討した。

口頭

縮尺水流動試験による高速炉の炉容器内自然対流崩壊熱除熱特性の把握,4; 自然循環流動場に対する発熱条件の影響

辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 中根 茂*; 石田 勝二*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉容器内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む崩壊熱除去特性および熱流動特性を把握することを目的として縮尺水流動試験を実施している。本報では、浸漬型DHXによる冷却過程において、炉容器内の各所に堆積した溶融炉心の発熱条件が自然循環挙動に与える影響を把握するために、発熱条件をパラメータとした試験を実施した。温度計測及びPIVによる流速場計測より、自然循環流動場を定量的に把握するとともに、発熱条件が自然循環流動場に与える影響を確認した。

口頭

縮尺水流動試験による高速炉の炉容器内自然対流崩壊熱除熱特性の把握,5; 複数の炉容器内冷却機器起動時における過渡挙動

相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計; 中根 茂*; 小沼 英良*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む崩壊熱除去特性および熱流動特性を把握する縮尺水流動試験を実施している。本報告では、複数の冷却機器起動が原子炉容器内自然循環挙動に与える影響を把握するために、浸漬型DHX及び貫通型DHXを起動させた過渡試験を実施した結果を示す。試験結果より、一基目のDHX起動により自然循環定常状態を達成した後、二基目のDHXを起動することで、自然循環定常状態における最高温度を一時的に超えることが示された。炉心下部プレナムに位置するコアキャッチャ上での発熱が強く、かつ二基目に貫通型DHXを起動する条件下において、この一時的な温度上昇は大きくなることが確認された。

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