検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 88 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Preliminary calculation on thermal stratification phenomena in the fundamental sodium experiment "SuperCAVNA"

江連 俊樹; 長澤 一嘉*; 田中 正暁

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 5 Pages, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉における温度成層化現象の評価手法構築を目的として、加熱壁を有する矩形ナトリウム試験(SuperCAVNA)を対象とするベンチマーク解析を実施した。AQUAコードを用いた予備解析により、熱交換壁近傍のメッシュサイズおよび乱流モデルの影響を検討し、得られた解析結果と実験結果を比較した。その結果、解析結果は実験で確認された成層界面を良く再現しており、成層界面位置および温度勾配が実験結果と良く一致することが示された。これらのことから、ナトリウム冷却高速炉における温度成層化現象評価について、本研究で用いた数値解析手法の適用見通しを得た。

論文

ナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去システム運用時の炉内熱流動解析評価手法整備; ナトリウム試験装置PLANDTL-2の模擬炉容器内熱流動予備解析

田中 正暁; 小野 綾子; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹; 三宅 康洋*

日本機械学会関東支部茨城講演会2018講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2018/08

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、浸漬型炉内直接冷却器を有する炉上部プレナム部と炉心部からなるナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を対象に、試験解析に向けた準備として、適切な冷却器モデルの構築に着目して予備解析を実施した結果について報告する。

論文

Experiments on gas entrainment phenomena due to free surface vortex induced by flow passing beside stagnation region

江連 俊樹; 伊藤 啓; 田中 正暁; 大島 宏之; 亀山 祐理*

Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09

ナトリウム冷却高速炉設計の重要課題である液面からのカバーガス巻込みについて、よどみ部と周辺流れの間に発生する自由表面渦ガス巻込みに関する実験研究を行った。水平および吸込み流速を数条件変化させ、自由液面の可視化と粒子画像流速計測適用することで自由液面部くぼみ形状と渦廻りの流速分布をそれぞれ同時に計測した。実験で得られた液面形状および速度分布より、ガス巻込み渦に関する循環、鉛直報告速度勾配およびくぼみ形状それぞれの時間発達の関係をガス巻込み評価手法整備用の基礎実験データとして定量把握した。さらに、渦モデルに基づくガス巻込み評価の有効性を確認した。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of advanced sodium-cooled fast reactor; Influence of flow collector of backup CR guide tube

小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11

原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルからの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動はUIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策について水流動試験を実施してきた。一方、確実な炉停止のために自己作動型炉停止機構(SASS)が後備炉停止系制御棒に設置されている。後備系制御棒案内管にはSASSの信頼性向上のためにフローコレクタと呼ばれる流れの案内構造を有している。フローコレクタはUIS下部における温度変動に影響を与える可能性がある。本研究は、後備系チャンネル周辺の温度変動にフローコクレタが与える影響について調査したものである。

論文

配管入口部に発生する液中渦キャビテーションに粘性が与える影響についての研究

江連 俊樹; 伊藤 啓; 亀山 祐理*; 上出 英樹; 功刀 資彰*

日本原子力学会和文論文誌, 15(3), p.151 - 158, 2016/09

高速炉における液中渦キャビテーション評価手法構築の一環として、単一吸込み管部に発生する液中渦キャビテーションに対し流体の粘性が与える影響について調査した。可視化試験の結果から、キャビテーション発生に対する動粘性係数変化の影響は、動粘性係数が大きい条件程顕著に現れるとの結論を得た。さらに、循環と動粘性係数の比である無次元循環と液中渦キャビテーション間欠発生移行点でのキャビテーション係数により液中渦キャビテーション発生データを整理することで、異なる動粘性係数条件下における液中渦キャビテーションの間欠発生移行条件を評価できることを確認した。

論文

Study on behavior of vortex cavitation around suction pipes in sodium-cooled fast reactor geometry

江連 俊樹; 伊藤 啓; 上出 英樹; 功刀 資彰*

Thermal Science and Engineering, 24(3), p.31 - 38, 2016/07

Vortex cavitation behavior is studied using a 1/22 scaled upper plenum water model of advanced loop-type sodium-cooled fast reactor. Vortex cavitation occurrences are quantitatively grasped through visualization measurements including its transient behavior under various conditions of inlet velocity of suction pipe, water temperature and system pressure. In addition, the relation between local velocity around vortex and vortex cavitation occurrences are investigated based on results from visualization and Particle Image Velocimetry measurements. Experimental results show the difficulty of evaluation of vortex cavitation occurrences simply based on cavitation factor. And also, vortex evaluation with local circulation shows the effectiveness to organize the vortex cavitation occurrences via the evaluation of pressure decrease using vortex model.

論文

Experimental measurement of vortex cavitation around a suction pipe inlet

江連 俊樹; 伊藤 啓; 亀山 祐理*; 栗原 成計; 功刀 資彰*

混相流, 30(2), p.189 - 196, 2016/06

In this study, experiments on vortex cavitation are carried out using a simple water cylindrical vessel with a suction nozzle. In order to understand the fundamental behavior of vortex cavitation, its instantaneous occurrence behavior is grasped by visualization using high speed camera. Velocity distribution around vortex, which causes cavitation, is also quantitatively grasped by means of Particle Image Velocimetry. From visualization measurements, vortex cavitation is considered to be triggered by the wall nuclei and the cavity develops immediately toward the suction nozzle once triggering occurs on the bottom wall. In addition, distribution of pressure decrease along vortex center estimated based on Burgers model and measured velocity distribution shows monotone increase from the bottom wall toward the suction nozzle. As the results, the cavity is thought to develop toward the suction nozzle intake immediately, if some triggering of cavitation occur on the bottom wall.

論文

Visualization of distribution of shear stress due to water vortex flow with SSLCC

岡崎 総一郎*; 江連 俊樹; 大島 宏之; 河原 全作*; 横峯 健彦*; 功刀 資彰*

Proceedings of 10th Pacific Symposium on Flow Visualization and Image Processing (PSFVIP-10), 8 Pages, 2015/06

水中に吸込み渦が発生する体系において、壁面せん断応力分布を把握するため、せん断応力感応液晶塗布膜法を適用した可視化試験を実施した。試験の結果、壁面せん断応力は、吸込み管中心および吸込み管端部に相対する位置においてピーク値を示すことがわかった。また、試験で得られた無次元化せん断応力分布は、数値解析で得られた無次元化せん断応力分布とよく一致するとの結果を得た。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled Fast Reactor; Countermeasures for significant temperature fluctuation generation

小林 順; 江連 俊樹; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において燃料集合体からの高温ナトリウムが、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60$$^{circ}$$セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。

論文

Study on vortex cavitation in scaled upper plenum model of Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 2; Investigation of effective cavitation suppressor

萩原 裕之*; 江連 俊樹; 伊藤 啓; 上出 英樹

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11

A water test visualizing vortex cavitation inception have been carried out using 1/11 scale upper plenum model of Japan Sodium-cooled Fast Reactor. The influence of the splitter on the vortex cavitation has been examined. In addition to that, a measurement test for flow velocity distribution around the vortex has been performed by means of the particle imaging velocimetry (PIV). In the visualization test, the vortex cavitation inception occurs much more easily in the case without the flow splitter than that with the flow splitter. Besides, it has been observed that the influence of kinematic viscosity coefficient on the vortex cavitation inception decreases by installing flow splitter. As a result of the measurement test, the correlation has been found between the magnitude of circulation and the vortex cavitation inception.

論文

Experimental study on vortex cavitation in scaled upper plenum model of Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 1; Evaluation of circulation and vortex cavitation occurrences using vortex model

江連 俊樹; 伊藤 啓; 亀山 祐理*; 萩原 裕之*; 上出 英樹

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11

A water experiment in the 1/22 scaled upper plenum model of JSFR was performed to clarify behavior of vortex cavitation occurrences. Velocity distributions between H/L intakes and R/V wall were obtained under various H/L inlet velocity and temperature conditions. Pressure drop at vortex center was evaluated from obtained velocity distributions based on the Burgers vortex model. Evaluated value of pressure drop in time series was also compared with temporal behavior of vortex cavitation occurrences. As the results, circulation around vortex was quantified and time-averaged normalized circulation was observed to be nearly constant independent on the variation of Reynolds number at H/L pipe intakes. The evaluated value of pressure drop showed qualitatively consistent behavior to occurrences of vortex cavitation in time series. Consequently, it is confirmed that occurrences of vortex cavitation can be predicted by means of the evaluation method based on Burgers vortex model.

論文

Study on surface tension modeling for mechanistic evaluation of vortex cavitation

伊藤 啓; 江連 俊樹; 大島 宏之; 河村 拓己*; 中峯 由彰*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/11

ナトリウム冷却高速炉における液中渦キャビテーション研究の一環として、半径方向圧力分布と蒸気圧、気液界面における圧力ジャンプ条件に基づいてキャビティ半径を計算する表面張力モデルの開発を行い、液中渦キャビテーション評価手法を改良した。基本検証として基礎実験を対象とした評価を行い、流速の増加によって渦中心圧力が低下してキャビティ半径が大きくなるという現象が定性的に再現できることを確認した。また、液中渦キャビテーション挙動に大きな影響を与える粘性について評価を行った。

論文

渦中心軸方向流速の分布を有する渦モデルの開発と検証

伊藤 啓; 江連 俊樹; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 80(818), p.FE0299_1 - FE0299_9, 2014/10

高速炉において、ガス巻込みや液中渦キャビテーションを生じる可能性のある渦流れの評価が重要である。本研究では、渦中心軸方向流速の分布を有する新しい渦モデルを提案する。検証計算として新たな渦モデルを用いて基礎実験の評価を行った結果、実験結果とよく一致する流速分布と気液界面形状が得られた。また、Burgers渦モデルを用いた評価に関しては、一様な軸方向流速の仮定を用いる場合は正しい評価結果が得られないが、渦中心近傍の実効的な軸方向流速を用いることで精度の良い評価結果が得られることを確認した。

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。

報告書

渦モデルによるガス巻込み・液中渦評価手法の研究; 実規模試験に対するガス巻込み評価手法の適用性検討および液中渦評価手法の基礎的検討

伊藤 啓; 江連 俊樹; 大野 修司; 上出 英樹; 中峯 由彰*; 今井 康友*

JAEA-Research 2013-007, 75 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-007.pdf:5.21MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ナトリウム冷却大型高速炉(JSFR)の安全設計クライテリア構築の一環として、原子炉容器内上部プレナム部におけるさまざまな熱流動現象の評価を行っている。自由液面におけるカバーガス巻込み及びホットレグ配管入口部における液中渦キャビテーションは重要な評価対象であり、前者は1次冷却系統内への気泡混入によって炉心出力擾乱やIHX除熱性能劣化など高速炉の安定運転に影響を及ぼす可能性があるため、後者は構造物(配管)健全性確保の観点から、その発生を抑制することが重要である。どちらの現象も、強い旋回渦の発生による渦中心での圧力低下に伴って発生するため、現象評価のためには渦挙動を正確に模擬できる手法が必須である。そこで、JAEAでは、数値解析と渦モデルを用いたガス巻込み評価手法の構築を進めている。本研究では、実規模ガス巻込み現象への適用性確認を目的として、1/1.8縮尺試験を対象とした評価を行う。また、液中渦に対する圧力降下量や代表圧力等の評価を行うため、ガス巻込み発生評価手法を拡張することで液中渦評価手法を開発し、液中渦基礎試験を対象とした検証を行う。

論文

非定常液中渦キャビテーションモデルの検討

伊藤 啓; 江連 俊樹; 大野 修司; 上出 英樹

日本機械学会論文集,B, 79(801), p.838 - 847, 2013/05

ナトリウム冷却大型高速炉(JSFR)の研究において、液中渦キャビテーションの抑制は1つの重要な課題である。本論文では、非定常液中渦キャビテーション現象の理論モデルを提案する。本モデルでは、強い液中渦によるキャビテーション挙動は、軸対称非定常Navier-Stoker方程式に基づいて記述する。また、キャビテーション半径は、渦中心の圧力と蒸気圧を比較することで決定する。基礎的なモデル検証として、渦の成長とキャビテーション発生について計算を行い、適切な計算結果が得られることを確認する。

論文

Evaluation model of bubble-type gas entrainment

伊藤 啓; 江連 俊樹; 大野 修司; 上出 英樹

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/05

自由表面渦によるガス巻込み現象は、ナトリウム冷却高速炉の研究において重要な課題の1つである。本研究では、気泡巻込みタイプのガス巻込み現象に対して、過去のさまざまな実験結果を統一的に評価できるモデルを提案する。本評価モデルは、ガスコア先端における力学的釣合い条件式と、自由表面渦の特性半径に対する臨界ガスコア長さの比を表す式から成る。モデルの検証として、Baum実験等を対象とした評価を行い、実験結果と整合する評価結果(ガス巻込み発生条件)が得られることを確認する。

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

Modeling of free surface vortex with realistic downward velocity distribution

伊藤 啓; 江連 俊樹; 大野 修司; 上出 英樹

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2012/12

ナトリウム冷却高速炉において、自由液面渦はガス巻込みを生じさせる要因の1つと考えられている。本研究では、現実的な下降流速分布を有する自由液面渦モデルの提案を行う。本モデルは、軸対称Navier-Stokes方程式に基づいて構築されるが、従来のBurgersモデルなどと異なり、下降流速の分布が考慮されている。モデルの検証として、円筒容器内準定常渦の評価を行ったところ、構築したモデルは実験結果と良い一致を示した。また、Burgersモデルに基づく従来の評価手法でも、下降流速勾配を適切に評価できれば本モデルに近い結果が得られることがわかった。

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。

88 件中 1件目~20件目を表示