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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。
堺 公明; 山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 大島 宏之; 金子 哲也*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 岩本 幸治*; et al.
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2013/05
流動励起振動評価手法の開発は、手法の検証に旋回流と偏流条件を含む高レイノルズ数条件の個別効果実験データ利用できるというマイルストーンに達した。一方、技術基準はナトリウム冷却高速炉の設計者向けに文書化することが好ましい。このような背景から、JSFRホットレグ配管の流動励起振動設計ガイドラインが文書化された。本論文では主要な個別効果実験に基づいた流動励起振動設計手法ガイドラインとガイドラインの補足的な解釈も記述する。
山野 秀将; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 早川 教*; Xu, Y.*; 田中 正暁; 堺 公明
Journal of Fluid Science and Technology (Internet), 7(3), p.329 - 344, 2012/09
JSFR1次冷却系配管のための流力振動評価手法開発の一環として、ホットレグ配管の流力振動評価において重要な因子を論じた。ホットレグ配管入口近くの複雑な流れを調べるため、1/10縮尺炉上部プレナム試験を模擬した数値解析が実施された。この解析に基づき、重要因子として旋回流と偏流が同定され、それらに関する実験条件がホットレグ配管のみを模擬した流力振動実験のために定められた。本研究では、配管への圧力変動と流動状況に対する旋回流入の影響を1/3縮尺ホットレグ配管試験で調べた。その実験から、旋回流によって流動剥離領域はわずかに影響を受けるものの、圧力変動に対しては有意ではないことが示された。本論文ではホットレグ配管への適用性に着目して、流動シミュレーションの結果もまた述べられる。
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.
山野 秀将; 堺 公明; 田中 正暁; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; Xu, Y.*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/10
This paper describes the current status of flow-induced vibration evaluation for the primary cooling piping in Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR), with particular emphasis on research and development activities for the hot-leg piping characterized by a short-elbow piping. Important factors were discussed in evaluating the flow-induced vibration for the hot-leg piping, to which the coolant flows from the reactor upper sodium plenum. To investigate a complex flow near the inlet of the hot-leg piping, a reactor scale numerical analysis was carried out for the reactor upper plenum flow, which was simulated in a 1/10-scale reactor upper plenum experiment. Based on this analysis, experimental conditions on swirl inflow and deflected inflow that were identified as important factors were determined for flow-induced vibration experiments simulating only the hot-leg piping. In this study, the effect of the swirl inflow on flow pattern and pressure fluctuation onto the pipe wall was investigated in a 1/3-scale hot-leg pipe experiment.
廣田 和生*; 石谷 嘉英*; 西田 圭吾*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 山野 秀将; 中西 繁之; 小竹 庄司
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
配管への乱流励振力を評価するため、レイノルズ応力モデルを用いてCFDシミュレーションを実施した。CFDシミュレーションで計算された乱流エネルギーは、JSFRのホットレグ配管を模擬した1/3スケール水試験で得られた圧力変動分布と比較された。その結果、解析で得られた壁面近傍の乱流エネルギー分布と試験で得られた圧力変動分布がよく一致することが示された。また、試験で得られた圧力変動の大きさは、解析結果の乱流エネルギーにある係数を乗じることにより概算できた。振動解析では、圧力変動PSDは計測された正規化PSDに係数を乗じることにより導き出された。本研究により、乱流励振力の相関長と上記の手順で導き出されたPSDに基づいた振動解析手法を提案した。振動応答の解析結果は流力振動試験結果とよく一致することが示されたことから、本研究では開発された評価手法が妥当であると言える。
廣田 和生*; 石谷 嘉英*; 中村 友道*; 白石 直*; 佐郷 ひろみ*; 山野 秀将; 小竹 庄司
Proceedings of 9th International Conference on Flow-induced Vibrations (FIV 2008), 6 Pages, 2008/00
本研究では、新たに取得した実験データにより配管の流力振動特性を把握するとともに、振動解析ツールの検証を行うことも目的とする。実験により、エルボ下流域において最大ランダム振動力を持つ流速依存の周期的な現象が現れることがわかった。そのエルボ下流域における圧力変動を支配するストローハル数は0.45であった。さらに、その解析ツールの妥当性を実験と解析との比較により確認した。
佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 石谷 嘉英*; 山野 秀将; 小竹 庄司
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、実機配管を模擬した1/3縮尺スティール配管の流力振動試験を実施した。この試験で振動評価手法の妥当性検証用の配管の固有振動数やランダム振動応答を計測した。
廣田 和生*; 石谷 嘉英*; 宇多 信喜*; 佐郷 ひろみ*; 山野 秀将; 小竹 庄司
no journal, ,
FBRホットレグ配管の1/3縮尺水流動試験で得られた流力振動解析入力用の圧力変動PSD、相関長を用いて配管のランダム振動応答を計算した。計算結果を計測結果と比較することにより評価手法の妥当性を検証した。
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。
山野 秀将; 堺 公明; 田中 正暁; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*
no journal, ,
冷却系を2ループ構成にして出力の大型化を目指したナトリウム冷却高速炉の設計成立性を確実にするため、大口径エルボ配管部における流力振動特性の把握及び評価手法開発を目的として実施している試験・解析評価の進捗,設計評価及びホットレグ配管流力振動評価指針(案)作成の状況を概略報告する。
山野 秀将; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; Xu, Y.*; 田中 正暁; 金子 哲也; 堺 公明
no journal, ,
FBRサイクル実用化研究開発(FaCT)(1)では、JSFR(Japan Sodium-Cooled Fast Reactor)と呼ばれる2ループ型ナトリウム冷却大型炉(電気出力150万kWe)の研究開発を進めている。この設計概念は、従来設計に比べ薄肉構造の1次系配管が大口径化し、かつ管内平均流速も9m/s台に増大する。このような冷却系を設計するうえで、エルボ周辺での流体の乱れに起因する流力振動(ランダム振動)に対する配管の健全性について確認することとし、大口径配管内流動特性の把握及び配管の流力振動に関する評価手法の開発のための研究を実施している。本報では、1次系ホットレグ配管を対象として評価手法開発のアプローチ及び研究開発の概要を報告する。
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。
山野 秀将; 田中 正暁; 金子 哲也; 堺 公明; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; Xu, Y.*
no journal, ,
冷却系を2ループ構成にして出力の大型化を目指したナトリウム冷却高速炉の設計成立性を確実にするため、大口径エルボ配管部における流力振動特性の把握及び評価手法開発を目的として試験・解析評価を実施してきた。これらの研究成果を集約してホットレグ配管流力振動評価指針(案)を作成した。
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。
