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木村 暢之; 小川 博志*; 上出 英樹
Nuclear Engineering and Design, 240(10), p.3055 - 3066, 2010/10
被引用回数:34 パーセンタイル:90.26(Nuclear Science & Technology)T字管体系の配管合流部のサーマルストライピング現象について、主配管上流側のエルボがフローパターン及び温度変動に与える影響を評価するために水実験を実施した。エルボによる偏流と2次流れの影響が見られ、エルボがない体系と比べフローパターンが変化することがわかった。温度分布計測の結果から、エルボの影響により温度変動強度が広い範囲で大きい値を示すことを明らかにした。また、高速度PIV(粒子画像流速測定法)を用いた混合部の流速分布と変動挙動の計測により、エルボによる外乱が温度変動に影響を与えることがわかった。
中山 王克; 小川 博志*; 木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
局所的に鉛直方向の速い流れを有する原子炉容器におけるスクラム時温度成層化現象について、1/10スケール炉上部プレナム試験体を用いた原子炉トリップ時の温度分布計測を実施した。その結果、界面の上昇速度がリチャードソン数によって整理でき、界面の温度勾配は温度差及び炉心出口流速によって影響されることがわかった。また、プレナム内の構造物位置を変更することで、界面の温度勾配は大きく緩和されることがわかった。
上出 英樹; 小川 博志; 木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭
Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.421 - 428, 2006/11
ナトリウム冷却高速炉においてスクラム過渡時の温度成層化現象は、炉容器の主要な熱荷重の一つである。原子力機構で検討している大型ナトリウム冷却炉の温度成層化現象を対象に、1/10縮尺水試験を実施した。設計された炉容器はコンパクト化され、多孔板で構成される炉上部機構(UIS)には燃料取り扱い機構のための切り込みを設けている。炉内には、この切り込みを通る速い流れが形成される。試験によりUIS切込み部の近傍では、温度成層界面の上下で急峻な温度分布が形成されるとともに温度変動が観測された。これらは切り込みを通るジェットが成層界面に衝突することに起因することがわかった。また、温度変動の主要な周期は成層界面上下の温度差と界面下の流速により影響を受けることを明らかにした。
上出 英樹; 木村 暢之; 小川 博志; 江連 俊樹
第55回理論応用力学講演会論文集, p.631 - 632, 2006/01
ナトリウム冷却高速炉の開発を進めるうえで、安全性を確保したうえでより経済性の高い原子炉システムとすることが求められている。その一環として原子炉容器をコンパクト化し、建設費の低減を図ることを検討している。このようなコンパクト化は、炉容器内の流速の上昇をもたらす。ナトリウム炉では原子炉容器内に自由液面を有することから、ポンプ吸い込み槽で見られるようなガス巻き込み現象の発生が、流速の上昇に伴って懸念される。そこで、原子炉容器上部プレナムの1/10縮尺モデル並びに液面近傍に着目した1/1.8縮尺部分モデルを用いた水試験を実施し、炉容器内の流動場を適正化する研究を実施し、ガス巻き込みの発生を抑制できることを示した。
木村 暢之; 長澤 一嘉*; 三宅 康洋*; 小川 博志; 上出 英樹
JNC TN9400 2005-037, 82 Pages, 2005/08
近年の原子カプラントにおいて、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に伝わることにより、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)を原因とする冷却材漏洩事象が散見され、高速炉も例外ではない。その評価手法を確立することは重要な課題となっている。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、流体中から構造材への伝達特性、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、非定常熱伝達特性に対する構造材の熱物性の影響を評価するために、構造材材質をパラメークとした平行三噴流体系水試験を実施した。流体温度は移動式の熱電対ツリーによって計測し、構造材中の温度は熱電対を埋め込んだ仕切板を噴流の流れ方向に設置することによって計測した。仕切板の材質を、アクリル、SUS316、銅とした試験を実施した。その結果、流体中の温度変動強度は、壁面から離れた位置では構造材の影響は見られないが、壁面近傍位置では、アクリルに比べ、SUS316、銅の金属材の場合に温度変動強度が小さくなる傾向を示し、構造材との熱の授受の影響を受けていることがわかった。また、構造材表面(0.125mm内部)の温度変動強度は、アクリルが最も大きく、SUS316、銅の順に小さくなり、構造材材質の熱拡散率が大きいほど温度変動が小さくなることがわかった。各構造材材質について、流体と構造の温度変動の伝達関数から熱伝達率を求めた。熱伝達率は、銅が最も大きく、アクリルが最も小さくなっており、熱拡散率が大きい構造材ほど熱伝達率が大きくなることがわかった。また、ヌッセルト数とレイノルズ数の関係、および既存相関式の比較結果より、各構造材とも、ヌッセルト数のレイノルズ数依存性は、既存式とほぼ同等であった。
小川 博志; 木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹
JNC TN9400 2005-029, 105 Pages, 2005/03
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高速炉に適用できる機構論に立脚した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、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、上流側の外乱が合流部での流体混合現象と温度変動挙動に与える影響に着目し、一般プラントに多数存在するエルボを主管の上流側に配置し、エルボ腹側から枝管が主管に接続した体系について影響評価を行った。WATLONによる水流動試験として、蛍光染料による可視化試験、熱電対ツリーによる温度分布測定及び粒子画像流速測定法(PIV)による速度分布測定を実施した。可視化試験の結果から、エルボが有る体系においても、エルボが無いストレート体系と同様に合流部のフローパターンが次の3種類に分類でき、主管と枝管内の流れの運動量で整理したマップに表すことができた。(1)壁面噴流(枝管からの噴流が主管の流れに押され主管の内側に沿うように流れる) (2)偏向噴流(枝管からの噴流は主管の中央部を通って流下する) (3)衝突噴流(枝管からの噴流は対向する主管の内壁に衝突するように流れる)エルボに起因する偏流により、ストレート体系に比べ、枝管からの噴流が主管の内部により深く入る方向にシフトすることがわかった。熱電対ツリーによる温度分布測定試験の結果から、ストレート体系と比べると、壁面噴流条件では温度変動強度(RMS値)が大きくなり、衝突噴流条件では温度変動強度が大きくなる位置が上流側にシフトすることがわかった。PIVによる速度分布測定の結果から、ストレート体系には無いエルボによる2次流れとエルボの背側で流速が大きくなる主管軸方向流れの偏りが、合流部におけるフローパターン及び温度変動強度の分布に大きく影響していることがわかった。
島川 貴司*; 前川 勇*; 小川 博志*
JNC TJ9440 99-018, 77 Pages, 1999/03
高速炉実用炉には、安全性とともに経済性の向上が急務とされている。コストダウンに有効な高温構造設計上のアプローチとして、設計不確定因子の一つである熱過渡荷重評価法の合理化と、低温から高温まで一貫した高温低圧設計の確立が考えられる。こうした背景の下、日本機械学会に事業団幹事による「熱荷重による構造物損傷評価手法に関する研究会」が発足した。本研究では、熱流動部門と構造材料部門の共同テーマとして、サーマルストライピング、温度成層化および系統熱過渡を含む熱荷重から構造健全性に至る熱・流動・構造の統合解析評価技術の開発を進め、高速炉のプラントの最適化に反映させていくことを計画されている。本研究は、上記計画の一環として、「サーマルストライピングによるき裂進展に及ぼす影響因子」の調査を実施したものである。主な成果を以下に示す。(1)設計上の課題の整理現状設計を調査し、熱流動ならびに構造強度評価上の課題を整理した。熱流動上の課題としては、現状もっとも信頼性が高く、近い将来工業的に応用が可能と考えられているLES(Large Eddy Simulation)の開発と標準問題による検証を急ぐべきであることが挙げられる。構造強度評価上の課題としては、金属表面温度応答の予測精度の向上や、高サイクル疲労データの整備が挙げられる。(2)現状の高サイクル熱疲労評価法の課題整理サーマルストライピングによる高サイクル疲労ではき裂発生寿命が支配的となる。しかしながら現状データの蓄積は不十分な状態であり、混合10の9乗‐10の10乗回数の疲労データをひずみ制御下で取得していく必要がある。き裂進展評価では、下限界値近傍以下の挙動の取り扱いに関する知見が十分でなく、特にランダム荷重下での下限界値の存在の有無がき裂進展挙動に大きく影響する。(3)き裂進展に及ぼす因子の感度調査サーマルストライピングによるき裂進展評価に影響を及ぼす因子として、多軸応力、熱応力、ピークひずみ、ランダム荷重、微小き裂ならびに複数き裂の進展挙動について調査した。多軸応力、熱応力、ランダム荷重や微小き裂の影響は材料試験データ外挿に反映できる。また、き裂進展挙動に対する周波数の影響、平均応力の影響ならびに一次応力の影響についてモデル化し、感度解析を行った。温度応答スペクトルとき裂進展挙動の関連についての知見が得られ、今後の熱流動分野におけ
中川 正幸; 藤井 貞夫*; 宇野 昌嘉*; 小川 博志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(11), p.1116 - 1119, 1992/11
原子炉の炉心設計においては設計目標及び設計基準を満たす設計パラメータのセットを見つけるためには、各設計分野で多くのパラメータ計算を必要とし、且つ繰り返しが必要となる。デザインウィンドウを書くことにより設計者はよりこの様なパラメータを見付け易くなるが、なお且つ従来の方法では手間がかかる。ここではA.I.技術を用いて自動的にデザインウィンドウを探索する方法を考案し、例として熱流力設計に応用した。まず設計条件を満足するパラメータを見付けた後、設計成立範囲を探索して行く。この手法にはLISPで書かれた知識ベース、推論エンジン、パラメーターチェンジャーなどのプログラムが用いられ、専門家の知識が大巾に生きる様にシステムを作った。高転換軽水炉を例とした結果では、従来の手法による結果と大へん近い結果をEWSで15分の計算で得ることが出来た。
小川 博志; 林 謙二; 木村 暢之; 上出 英樹
no journal, ,
局所的に鉛直方向の速い流れを有する原子炉容器におけるスクラム時温度成層化現象について、1/10スケール炉上部プレナム試験体を用いた原子炉トリップ時の温度分布計測を実施した。その結果、局所的な高流速が界面の温度勾配や界面の変動に大きな影響を与えていることがわかった。
小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹; 小川 博志
no journal, ,
エルボの曲率半径は、流体を輸送する配管を有するプラントをコンパクトに設計するうえで重要なパラメータとなる。そこで、エルボの曲率半径がエルボ下流の流動状況に与える影響を把握するため、曲率半径が異なる2種類のエルボについて、PIVを用いた水流動試験を実施し、その影響評価を行った。
小川 博志; 上出 英樹; 林 謙二; 木村 暢之
no journal, ,
経済性向上を図りコンパクト化した原子炉容器を持つナトリウム冷却高速炉における、スクラム時の温度成層化現象の解明と緩和を目的に1/10縮尺水流動試験を実施した。炉内構造物の形状として、炉心上部構造(UIS)外周に設置する多孔胴の有無について、現象に与える影響を温度測定と可視化により明らかにした。UIS多孔胴はUISより外側の鉛直方向温度勾配を緩和する効果を有することなどがわかった。
佐藤 智徳; 山本 正弘; 大森 千広*; 野村 昌弘; 辻川 茂男*; 小川 洋之*; 中島 博志*
no journal, ,
大強度陽子加速器施設J-PARCの鉄ベースの金属磁性体を用いた高周波加速空洞は、電流を流すことで加熱するために、循環水で冷却されている。この金属磁性体の金属面が腐食しているような形態が観察され、粒子加速性能の低下が確認された。そこで、この腐食現象の解明と対策を考えることを目的として、腐食解析を実施した。その結果、水中の銅イオンの寄与が明らかとなった。また、銅イオンフリー条件で腐食速度は40m/年であり、腐食対策が必要であることが明らかとなった。