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山野 秀将; Xu, Y.*; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 馬場 丈雄*
Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1029 - 1038, 2016/04
本研究は、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉実証施設設計において、配管の健全性を確認するため、流力振動評価を実施した。主冷却系ホットレグ配管設計及び流力振動評価設計指針について述べた後、本論文では主として流力振動評価及び健全性評価について記述する。流力振動の疲労評価では、応力集中係数等を考慮した配管の応力は代表部位において設計疲労限を下回った。したがって、本評価により、実証施設の主冷却系ホットレグ配管の健全性が確認された。
馬場 丈雄*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; 山野 秀将; 相澤 康介; Xu, Y.*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/10
A two-loop primary cooling system for a Japanese large-scale sodium-cooled fast reactor requires increased coolant velocity and large piping diameter, raising a flow-induced-vibration issue. This study is intended to grasp flow-induced vibration characteristics using 1/3-scale elbow test sections and verify a vibration analysis tool. The parameter range of swirl flow velocity ratio was set at 5%-15%. The random force distributions along the pipe and their correlation length were measured with pressure sensors. The influence of the pressure fluctuation due to swirl flow was found to be negligible. The power spectrum densities of pressure fluctuations and correlation lengths were classified to evaluate flow-induced random vibration response. The vibration analysis method is based on the measured power spectrum densities and correlation lengths of turbulent-flow induced forces. The analysis results showed good agreement with the flow-induced-vibration test results.
馬場 丈雄*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; 山野 秀将; 相澤 康介; Xu, Y.*
no journal, ,
FBRホットレグ配管の流力振動評価手法の確立のため、ホットレグ配管の1/3縮尺試験装置を用いて、入口に旋回流が加わった場合の配管の流動励起振動特性を把握し、流力振動解析を用いた評価手法の妥当性を検証した。
廣田 和生*; 馬場 丈雄*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 金子 哲也; 山野 秀将
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉では、配管口径50Bの1次系ホットレグ(HL)配管に平均流速9m/sで冷却材ナトリウムが流れる設計となっている。HL配管は、熱応力緩和の観点で板厚が薄く設計されており、薄肉・大口径の配管である。HL配管はコンパクト化のためショートエルボを採用しており、エルボ部のはく離によって生じる流れの乱れはロングエルボに比べると厳しいと考えられる。そのため、流れの乱れによる流力振動(ランダム振動という)による配管の健全性を評価することが重要である。これまで、原子炉容器上部プレナムからの偏流や旋回流成分も考慮してHL配管の1/3縮尺流動試験を実施し、圧力変動PSDや相関長を取得してきた。これらの計測結果に基づき、圧力変動PSDや相関長を保守側評価となるように設定し、HL配管のランダム振動評価手法を構築した。本論文では、適用範囲,評価手法の概要,評価手法の検証結果について記載する。
馬場 丈雄*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 山野 秀将; 金子 哲也
no journal, ,
FBRホットレグ(HL)配管は50Bの薄肉,大口径管であり、配管内部を冷却材が平均流速9m/s台で流れるので配管振動に対する構造健全性を確認しておく必要がある。HL配管へ流入する流れは原子炉容器上部プレナムの流動の影響を受けて旋回流や偏流を伴う。これまでに、HL配管の入口条件を整流条件と旋回流条件での流力振動解析を用いた評価手法の妥当性を検証した。今回、入口に偏流が加わった場合の配管の流動励起振動特性を把握し、流力振動解析を用いた評価手法の妥当性を検証した。
Xu, Y.*; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 馬場 丈雄*; 山野 秀将
no journal, ,
大口径配管の流力振動に関する研究開発成果を反映した「ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管流力振動評価指針(案)」を用いて管内流れの乱れに起因したランダム振動による配管の構造健全性評価を行い、高速炉実証施設の1次系ホットレグ配管の健全性の見通しを得た。