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青木 忠雄; 澤田 誠; 尾下 博教; 松野 義明*; 北野 彰洋; 亀井 満*
JNC TN4520 2004-001, 350 Pages, 2004/09
JNC-TN4520-2004-001.pdf:36.76MB
Basic Knowledge of Sodium
青木 忠雄
欧州原子力学会原子力広報担当者国際交流会議Public affairs forum, 0 Pages, 1998/00
None
家田 芳明*; 奥村 直人*; 中西 征二; 青木 忠雄
PNC TN9410 86-004, 120 Pages, 1986/01
原子炉スクラム時に、原子炉容器上部プレナム内に生ずるサーマルストラティフィケーション現象を把握し、「もんじゅ」の設計へ反映することを目的として、1/10スケールモデル試験が実施された。本試験は、特に、長時間のデータを取得し、ストラティフィケーション現象の消滅過程までを調べることを目的としている。試験は次の2つのフェーズに分けて実施された。(フェーズ1)上部プレナム全体が1/10スケールの試験体を用いた試験で、実施した。(フェーズ2)特に、内筒上端より上部での成層界面の挙動を把握することを目的として、内筒上端より上部の軸方向長さのみを実寸大にした試験体で、実施した。試験結果は、下記のとおり、実機設計に反映された。1)実機熱過渡解析コード「COPD」の検証に用いられた。2)実機熱過渡解析のバックアップ用コード(多次元熱流動解析コード)の検証に用いられた。3)本試験の結果を基にした検討により、内筒の設計変更が実施された。
青木 忠雄
PNC TN951 84-04REV1, 38 Pages, 1985/03
PNC-TN951-84-04REV1.pdf:2.98MB
要旨なし
山口 勝久; 磯崎 正*; 青木 忠雄
PNC TN941 85-56, 289 Pages, 1985/03
崩壊熱沸騰試験は、高速炉の配管破損事故や崩壊熱除去系機能喪失事故などを想定した場合に問題となる沸騰による炉心燃料集合体の除熱に関して、実験的に検討することを目的としている。試験に先立ち、低流量時の沸騰事象の推移を評価するにあたって補強すべき情報の摘出を行った。崩壊熱沸騰試験に関係深い既存の試験として、SIENA装置で実施された一連の低熱流束・低流量試験をとり上げ、特に除熱限界(ドライアウト)データの整理という観点で総合評価を行った。評価に当っては、既在の水に関する知識も参考にした。主要な結果は以下の通りである。(1)比較的高流量で再現される環状流流動様式でのドライアウトは熱流束に依存せず、出ロクォリティ=0.5というクライテリヤで良く説明できる。(2)低流量になると、熱出力/流量のミスマッチが増加しても、不安定な流動振動と気泡の拡大・縮小を繰返すスラグ流流動様式が持続され、除熱能力は周囲のヒートシンクに助けられ、飛躍的に向上する。環状流でのドライアウト・クォリティのデータ傾向は、水のデータと酷似しており、その知識の外挿から、流動様式か環状流となるなら従来のドライアウト評価方法は妥当であろうと結論できる。したがって、今後の試験では流動様式を支配する要因の調査、およひ除熱性能の劣る環状流での除熱限界の追加調査に重点を置くべきといえる。
2方程式乱流モデルの追加村松 寿晴; 前川 勇*; 二ノ方 寿; 青木 忠雄
PNC TN941 85-14, 73 Pages, 1985/02
単相多次元熱流動解析コードCOMMIX―1A(Verl2.0)には,乱流現象を記述する物理モデルとして乱流運動エネルギーkに関する1方程式モデルが用意されている。しかし,1方程式モデルでは,乱流機構の基本的要素である特性距離-の見積りを個々の場合毎の経験的な代数的関係に委ねているため,一般性のある問題には不適当である。そこで,さらにもう1個の補助方程式を加え,-に関する情報を補なう2方程式モデルを追加した。今回追加した補助方程式の未知変数には,乱流運動エネルギーの散逸率を選定した。▲今回追加した2方程式乱流モデル(k―モデル)についての実験検証は,以下に示す3種類の問題について実施した。▲1)円管流れ▲2)拡流流れ▲3)浮力流れ▲1)の円管流れでは,半径10mmの管内乱流(Re=3.9
105)を解析し,実験値と比較した。この結果,kの分布で最大73%の過少評価傾向が見られたが,流速分布は1%以内で一致した。2)の拡流流れでは,入口部高さ12.2mm,拡大部高さ24.4mmのダクトにおける乱流(Re=3104)を解析した。実験値との比較では,再付着点距離(ReattachmentLength)が約18%大き目に得られたが,流速,乱流パラメータは良く一致した。3)の浮力流れでは,温度壁を有する高さ33.8mmの矩形体系の流れを解析した。結果は,2次の精度を持つ文献記載のコード出力値に対し,温度,kおよびの分布はほぼ定性的に一致した。▲
金沢 光雄*; 内山 雅博*; 大坪 章*; 岡田 敏夫; 山口 勝久; 青木 忠雄
PNC TN941 85-13, 176 Pages, 1985/02
A型特殊燃料集合体内もんじゅ試料部の冷却材混合効果を模擬燃料集合体(7本組ヒータピンバンドル,ピン外径6.5mm,ワイヤラッピングピッチ209--)を用いてナトリウム中で実験的に調べた。試験では,ヒータピンを適当に組合せて(1,4,7本)発熱させ,径方向および軸方向の冷却材温度分布と被覆管表面の温度分布をクロメルーアルメル熱電対を用いて測定した。試験条件は以下のとおりである。入口ナトリウム温度370
線出力40
520W/-- レイノルズ数5,70041,000 測定したサブチャンネル冷却材温度分布は,SWIRLコードおよびCOBRA―4コードを用いて解析・評価を行い,被覆管表面の温度分布は,SPOTBOWコードを用いて解析・評価を行った。この結果次のことが明らかになった。(1)SWIRLコードの未知のパラメータである混合係数Cs1),Cs2),Cs3)の値を実験解析により評価し,定格レイノルズ数(Re=30,000)での値として,Cs1)=0.55,Cs=2.30,Cs3)=0.74を得た。また,得られた混合係数に対する感度およびレイノルズ数依存性を評価した。感度評価では,内部サブチャンネル間の混合係数Cs1)は,他の2つに比べて感度がにぶいことがわかり,レイノルズ数依存性は,Cs1)およびCs2)においては,ほとんどみられず,Cs3)においてレイノルズ数とともに減少し一定値に落ちつく傾向がみられた。(2)COBRA―4コードによるサブチャンネル冷却材温度分布の実験解析により未知パラメータである強制クロスフローパラメータDUR1,DUR2,DUR3の値を評価し,定格レイノルズ数(Re=30,000)における値としてDUR1=0.012,DUR2=0.05,DUR3=0.08を得た。また,得られたパラメータの感度およびレイノルズ数の依存性を評価した。感度評価では,内部サブチャンネル間の強制クロスフローパラメータは,他の2つに比べて感度がかなり小さいことがわかり,レイノルズ数の依存性については,DUR1,DUR2およびDUR3ともにレイノルズ数の増加につれて,減少する傾向がみられた。(3)SPOTBOWコードによる被覆管表面温度分布解析の結果,計算値は,実測値より高目であった。ただし,SPOTBOWコードによる解析では,ワイヤ位置や熱流束分布の指定での制約上実験
前川 勇*; 高橋 実; 村松 寿晴; 長谷川 安成*; 二ノ方 寿; 青木 忠雄
PNC TN952 84-11, 101 Pages, 1984/07
COMMIX-1Aは、原子力プラント機器内の熱流動解折用に開発された単相多次元汎用コードである。当室は1983年、米国アルゴンヌ国立研究所より本コードを導入し、実験検証ならびに整備・改良を進めてきている。本報告書は、多次元熱流動解析手段として有力な本コードを、動燃内各部課室で容易に使用できることを目的として5月15日および16日に開催されたCOMMIX-1A講習会のテキストおよび配布資料をもとに、作成されたものである。本報告書は以下の内容より構成されている。(1)COMMIX―1Aの概要、(2)COMMIX-1Aの解析能力と範囲、(3)COMMIX-1Aの解析例、(4)主要入力データの概念と定義、(5)サンプル問題演習。以上の内容によって、COMMIX-1Aの全容および実際の使用方法の概略が説明されている。詳細使用方法を説明した「COMMIX-1A入力マニュアル」(PNC-TN952-84-08)とともに本報告書を参考とすることによって、COMMIX-1Aコードが、動燃内各所で、容易に使用可能となった。 今後本コードの整備・改良の都度、動燃内ユーザーに速報で通知するとともに、当室では、ユーザーの使用情報等を積極的に反映させて、信頼性の高い汎用コードに発展させる計画である。
村松 寿晴; 前川 勇*; 二ノ方 寿; 青木 忠雄
PNC TN941 84-98, 69 Pages, 1984/07
高速炉の燃料集合体出口部を対象に冷却材温度ゆらぎ量を解析するコード"NJS3D"を開発し,高速実験炉「常陽」に適用した。炉心上部構造物に高サイクル熱疲労を与えるような冷却材温度ゆらぎは,サーマルストライピング現象として注目され,その現象解明と対策が急がれている。今回のコード開発は,サーマルストライピングを特徴付けるゆらぎ量,ゆらぎ周波数および制限温度のうち,ゆらぎ量の解析を目的として作成されたものである。温度ゆらぎ量は,温度ゆらぎに関する生成,散逸,対流および拡散のバランス式を新たに追加し,平均流Navier-Stokes方程式およびk―乱流モデル方程式と連立して解くことにより評価した。検証は,以下の2つの試験により実施した。(1)円筒パイプモデルによる試験。(2)原型炉模擬7集合体モデルによる試験。(1)の試験解析では,メッシュ効果のサーベイを実施し,1.5mm/meshでその温度への影響は無視し得る程度まで減衰し,実験と解析における平均温度およびゆらぎ量分布はほぼ一致した。2)の試験解析での平均温度は測定値よりも平坦化された値が得られ,ゆらぎ量としては
(集合体間流量比)=1.06で過大評価,=0.39で過小評価の傾向が見られた。「常陽」に対する解析では,最大97の温度ゆらぎが計算された。本現象は,いまだ明確なモデル化の手法が確立されておらず,本手法の有効性は今後の定量的評価作業の中でさらに検討する必要がある。
高橋 実; 前川 勇*; 田村 慎治*; 村松 壽晴; 長谷川 安茂*; 二ノ方 寿; 青木 忠雄
PNC TN952 84-08, 157 Pages, 1984/06
COMMIX―1Aコードは.ANLで開発された有限差分法による単相3次元熱流動解析コードである。 昭和56年にCOMMIX―1A,ICE版(Ver.3.0)か米国NRCを通してANLから動燃事業団に導入された。その後,57年11月にCOMMIX―1AVel.10.2)用の図形処理プログラムが導入され,さらに58年1月にCOMMIX―1Aの以後の標準版であるSIMPLER版(Ver.12.0)か導入された。 高速炉工学室では,主としてSIMPLER版と図形処理プログラムを整備し,58年度に次の解析に使用してきた。 1)「もんじゅ」炉容器上部プレナム縮尺モデルストラティフィケーション試験解析(べンチマーク解折) 2)「常傷」MK―1自然循環試験解折 3)プール型FBRホットプレナム内水流動試験解析 これらの使用経験およひ整備を径て,一般の利用者にCOMMIXコードを供することができる段階に至った。そこで,利用者に対して便宜をはかるため,ここにCOMMIX―1A入力マニュアルを提供する。本書は,次の内容から構成されている。 1)COMMIX―1Aの入力データ作成法 2)図形処理プログラムの入力データ作成法 3)COMMIX―1A実行用JCL及ひ図形処理プログラム実行用JCL
古橋 一郎*; 中西 征二; 青木 忠雄
PNC TN941 84-50, 195 Pages, 1984/03
2次元流動伝熱解析コード「NAGARE」,「NAGARE―T」を実験データと比較検討した結果を反映し,これらのプログラムをベースとし,より汎用性のある2次元流動伝熱解析コード「NAGARE―2D」を新たに開発した。従来のコードから見た主な改良および機能追加は次の通りである。(1)運動方程式における圧損項の導入。(2)壁面境界条件の自動処理。(3)エンタルピー式における壁の熱容量および壁面熱伝達係数の導入,対流熱輸送計算式の変更。(4)K―乱流モデルによる乱流動粘性係数(M)の自動計算機能追加。(5)熱流量プリント追加。(6)計算ステップ最短化による計算効率の改善。これらの改善によりコードの対象範囲が広まり,より一般的な問題に適用できるようになった。
青木 忠雄
PNC TN960 83-05, 197 Pages, 1983/10
本会議は、本年4月の第5回PNC/DCE合同プラント経験ワーキンググループで定めた方針のもとに、大型FBRプラントの最適化に関する共同研究の可能性について、来春までの予定で進められている検討作業の中間検討を行ったものである。本年6月以来、日米双方の各5つのタスクグループがそれぞれ相互に連絡をとりながらも、ほぼ独立に進めた共同研究の計画案を、本会議に持ち寄り、まず全体会議で確認した仕法によって、各テーマ毎の日米共同クスクグループ会議が2日及至2日半の熱心な討論を行い、日米共同の推せん案を作成した。その推せん案を全体会議で検討し、一部修正を行った上、本会議としてまとめを行った。本会議の結果は、今後の日米各タスクグループの作業の方向づけとなるものであり、来春のPNC/DOE合同プラント経験ワーキンググループが来秋の日米JCC(合同調整委員会)のために作成する答申案の基礎になり得るものと考えた。この会議は米側代表のリゾー氏の最終日の発言にあたったように「日米双方の考え方を率直に出し合い、真剣に討論し、その結果、非常に有益かつ希望的な方向づけを得ることができた」と思う。この馬ゐ借りて、参加された電力、メーカーの方々および動燃のメンバーおよび国内のプラント経験ワーキンググループと各タスクグループの責任者、メンバー、事務局の方々に心から感謝の意を表します。
金田 誠*; 青木 忠雄; 山本 研*
PNC TN941 83-44, 82 Pages, 1983/04
高速増殖炉「もんじゅ」の2次主冷却系に使用される22B隔離弁の試作品について,第1報の初期試験にひき続き,バタフライ弁では400のナトリウム中で約10,000時間,ゲート弁では約15,000時間のナトリウム中試験を行ない,つぎのような結果を得た。1.SG隔離弁として使用されるバタフライ弁の許容漏洩率(値はいずれも暫定的なもの)は,補助炉心冷却系運転時で1.5-/sec,SGでのNa―水反応時で10-/minであるが,ナトリウム中ならびに解体後の水による試験により,これらの仕様を十分満足することが判った。2.400のナトリウム中での連続作動試験をバタフライ弁では10,000回,ゲート弁では1,000回実施したが,開閉時間は許容値60秒に対しバタフライ弁及びゲート弁共に仕様を十分満足した。3.プラントの空調設備故障による弁周辺温度上昇時のフリーズシール部の健全性を確認する試験を行ない雰囲気温度が80に近い場合でも軸シール機能を確保できることが判った。4.実機で義務づけられているナトリウムリーク検出器の正常な機能が確認された。5.実機のメンテナンスの一環として軸シール部の交換があるが,その交換方法について油圧ジャッキを用いたより効果的な改善提案が出された。
青木 忠雄; 仲村 喬*; 笹沼 克己*; 岸 茂*; 小沢 正躬*; 岡田 敬三*
PNC TN960 83-01VOL3, 237 Pages, 1983/02
PNC-TN960-83-01VOL3.pdf:4.62MB
「本技術成果報告書は,登録番号PNCN96083-01VOL.1の報告書の別冊として発行されていますので要旨・目次は記載されていません。要旨・目次は登録番号PNCN96083-01VOL.1を参照して下さい。」
青木 忠雄; 仲村 喬*; 笹沼 克己*; 岸 茂*; 小沢 正躬*; 岡田 敬三*
PNC TN960 83-01VOL2, 302 Pages, 1983/02
PNC-TN960-83-01VOL2.pdf:9.75MB
「本技術成果報告書は,登録番号PNCN96083-01VOL.1の報告書の別冊として発行されていますので要旨・目次は記載されていません。要旨・目次は登録番号PNCN96083-01VOL.1を参照して下さい。」
青木 忠雄; 仲村 喬*; 笹沼 克己*; 岸 茂*; 小沢 正躬*; 岡田 敬三*
PNC TN960 83-01VOL1, 110 Pages, 1983/02
PNC-TN960-83-01VOL1.pdf:3.17MB
本報告書は昭和57年10月11日から10月15日まで,米国カルフォルニア州サニーベイル市のGE―ARSDで開かれたサーマルストライピンクおよびサーマルストラティフィクーションに関する日米専門家会議についてまとめた海外出張報告書である。 この専門家会議は,日米高速炉協定に基づき,日米高速炉プラントシステム・コンポーネント・ワーキンググループが主催した「炉内流動伝熱」に関するもので,特に炉内で発生が予想されるサーマルストライピンクおよびサーマルストラティフィケーション現象にテーマを限定して討議し,それらの試験研究,解析評価手法,実機設計対応ならびに今後のR&Dについて情報交換を行なった。 4日間に及んだ討議は終始活発なもので,日本にとって得られた成果も大きく今後のR&Dに十分反映できると考える。
荒 邦章; 小池 茂*; 竹内 香*; 青木 忠雄; 津沢 泰行*; 山本 研*
PNC TN941 82-216, 62 Pages, 1982/09
本報告は,高速増殖原型炉「もんじゅ」1次主循環ポンプ(モックアップ)の低速駆動装置に関するもので,通常および緊急時のモードで性能試験,作動試験を実施し,以下の結果を得た。主モータとポニーモータの引継ぎは円滑に行なわれる。減速機,クラッチは効率よく動力伝達をし,ポニーモータの回転数およびトルクの変動はほとんどない。ポニーモータによる主循環ポンプ起動において,異常現象はない。ポニーモータ駆動時の負荷電流は,定格の約6365%であった。異常雰囲気温度でも,ポニーモータ,減速ギヤ,クラッチの性能は通常温度の性能と同一で,差異は認められなかった。ポニーモータ駆動時におけるポニーモータ軸受部振動は,小さい。
島 孝充*; 荒木 等*; 宇野 修*; 青木 忠雄; 津沢 泰行*; 山本 研*
PNC TN941 82-178, 34 Pages, 1982/08
高速増殖原型炉「もんじゅ」において要求されているナトリウム微少漏洩検出のために開発されたナトリウムイオン化式(SID),差圧式(DPD)漏洩検出器は検出感度に関しては充分な性能を有することが確認されているが,耐久性に関しては実用化までには実証試験の必要があった。特にSIDに関してはイオン化のためのフィラメントがあるためその寿命を調べる必要がある。そこで,原型炉「もんじゅ」一次系の窒素雰囲気,およびサンプリング管形状を模擬した試験装置により約1年間にわたりSIDおよびDPDの耐久試験を行なった。また,検出感度を調べるために,数回にわたりナトリウム検出感度試験を行なった。本試験で得られた結果は次の通りである。SIDは約1年間の使用において,フィラメントの断線や検出感度の低下もみられず,充分な耐久性を有することが確認された。DPDも性能の劣化や測定回路のトラブルもなく,充分にその耐久性が確認された。
荒木 等*; 宇野 修*; 久門 端尚*; 青木 忠雄; 津沢 泰行*; 山本 研*
PNC TN941 82-153, 44 Pages, 1982/07
ナトリウム用超音波流量計は原型炉「もんじゅ」用大口径配管流量計として設置すべく,これまで研究開発が実施されてきており,すでに12B口径についてはナトリウム流速測定試験が完了している。しかし流量計設置予定の原型炉2次系コールドレグ側配管径は22B(1次系24B)であるため,1次系も考慮した実機への応用の可能性を実証することを目的として,24Bナトリウム用超音波流量計を試作し,まず第1ステップとして静止ナトリウム中での諸特性を調査し,次の結果を得た。1)ナトリウム温度200550において,超音波流量計電子回路に要求される充分な超音波受信波高が得られ,長期間の動作特性も安定していた。2)超音波伝播時間を測定することにより,流速出力信号の温度依存性を0.2%以下(200550)で補正出来る回路定数の決定が出来た。3)流速零出力信号の時間変化をナトリウム温度一定時及び適度変化時について測定し,変動幅+-0.2%(F.S.6m/s)以下の安定性が得られた。以上の結果により24インチ超音波流量計も充分高精度で実用化出来る可能性があることがわかったので,今後ナトリウム実流試験により流速変換係数の温度補償精度等を確認し,「もんじゅ」実機の設計へ反映させてゆく必要がある。