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論文

Experimental study for the proposal of design measures against cover gas entrainment and vortex cavitation with 1/11th scale reactor upper sodium plenum model of Japan Sodium-cooled Fast Reactor

吉田 和弘*; 坂田 英之*; 佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 大山 一弘*; 萩原 裕之*; 山野 秀将; 山本 智彦

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12

液中渦キャビテーションを防止するために、UIS付きラジアルスリットによる上部プレナムにおける非対称流動の緩和するため、燃料交換時のみ使用する燃料交換器の代わりにダミープラグと名付けられた円柱構造を設置した。本研究では、液中渦キャビテーション防止のため、上部プレナム内流動の改善を目的として、UISスリットの縁の延長と隔離板を考案した。

論文

ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管の1/3縮尺試験による流動状況と圧力変動特性

佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 渡壁 寿人*; Xu, Y.*; 相澤 康介; 山野 秀将

日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1378 - 1382, 2012/08

FBRサイクル実用化研究開発(FaCT)では、ナトリウム冷却大型炉JSFR(Japan Sodium-Cooled Fast Reactor)(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、合理化の観点で2ループ化を採用することで、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。このような配管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の確認が必要となり、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(HL)配管を対象に1/3縮尺試験装置を製作し、配管内の流力振動特性の把握を目的に実施した水流動試験で得られた流動状況や圧力変動特性について報告する。

論文

Study on flow induced vibration evaluation for a large scale JSFR piping, 3; Pressure fluctuation characteristics in 1/3 scale hot-leg piping experiments under deflected inflow conditions due to UIS structures

佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 渡壁 寿人*; Xu, Y.*; 相澤 康介; 山野 秀将

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/10

A Japanese sodium-cooled fast reactor has adopted a two-loop cooling system. The reduced number of loops requires large-diameter piping and increased sodium velocity, raising a flow-induced-vibration issue. This paper describes a 1/3-scale experiments under deflected-flow conditions at the hot-leg piping inlet. Calculation of the flow in the reactor vessel (RV) suggested the deflection is generated by the upper internal structure (UIS) in the RV, and a UIS was partially modeled. We investigated the influence of the deflected flow on a size of a flow separation, the flow velocity distribution, and intensity of fluctuating pressure on the pipe wall. The deflect flow deformed the region of the flow separation. The 0% opening case yielded the result that the velocity distribution near the region of flow separation and its size differ from those in the other opening cases. We attribute it to the influence of the secondary flow induced by deflection.

論文

Experimental demonstration on flow diodes applicable to a passive decay heat removal system for sodium-cooled reactors

近澤 佳隆; 相澤 康介; 白石 正*; 坂田 英之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(4), p.321 - 330, 2009/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.58(Nuclear Science & Technology)

Enhancing passive safety features, the 50MW sodium cooled reactor plant DRACS adopts flow diodes instead of valves which need active signals to activate. In this study, two full scale flow diode models: Type A and B were manufactured and water tests were conducted. The Type A flow diode is a conventional vortex flow diode and the Type B is a modified vortex flow diode which enhances maintenance availability. The Type A flow diode showed good performance while the Type B did not provide enough performance in the test model conditions. Then, flow diodes for the 50MW plant DRACS are designed according to the experimental results. An optimized Type A and modified Type B flow diodes are evaluated to meet requirements of natural convection decay heat removal operation while maintaining the bypass flow in the normal power operation low enough.

論文

Pressure fluctuation characteristics of the short-radius elbow pipe for FBR in the postcritical Reynolds regime

白石 直*; 渡壁 寿人*; 佐郷 ひろみ*; 山野 秀将

Journal of Fluid Science and Technology (Internet), 4(2), p.430 - 441, 2009/00

日本のナトリウム冷却高速炉に対して、3分の1サイズのモデルを使用した実験で、ホットレグの変動圧力について実験的検証を行った。全抵抗係数は公開データと一致しており、検証によりレイノルズ数8.0$$times$$10$$^{6}$$までのデータを追加した。臨界後領域でのフローパターンは、レイノルズ数とは関係していない。パイプ壁の変動圧力は、流体の粘度でなく平均速度によることが統計的実験で明らかとなった。負スパイク圧力は高速度時に見られる。これらの実験的データに基づき、配管内の速度でなくモデルの規模や流体の性質に類似法則が見られるとの結論に至った。また、仮説の検討により実際のホットレグにかかる変動圧力をどのように推定するかを考察した。

論文

Pressure fluctuation characteristics of the short-radius elbow pipe for FBR in the postcritical Reynolds regime

白石 直*; 渡壁 寿人*; 佐郷 ひろみ*; 小竹 庄司; 山野 秀将

Proceedings of 2nd International Conference on Jets, Wakes and Separated Flows (ICJWSF 2008) (CD-ROM), 11 Pages, 2008/09

JAEAのナトリウム冷却高速炉のため、1/3縮尺モデルを用いてホットレグの圧力変動に着目した実験研究がなされた。全圧力損失係数は既往データと一致することを確認したうえで、レイノルズ数が8.0$$times$$10$$^6$$まで幾つかの試験データを追加した。その結果、超臨界域における流況はレイノルズ数に依存しない。また、統計データ分析により、配管壁への変動圧力は平均流速には依存するが、流体粘性には依存しないことがわかった。高流速条件では負の圧力スパイクが見られた。これらの実験データに基づき、モデルの縮尺や流体粘性に対しては相似則があるが、流速に対してはないことが明らかとなった。また、その変動圧力の実機ホットレグ条件への外挿性について考察した。

論文

Flow-induced vibration of a large-diameter elbow piping in high Reynolds number range; Random force measurement and vibration analysis

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。

論文

Comprehensive cost estimation method for decommissioning

工藤 健治; 川妻 伸二; 林道 寛; 渡部 晃三; 富居 博行; 白石 邦生; 八木 直人; 福島 正; 財津 知久

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07

2001年12月の閣議決定にしたがい、2005年10月1日、日本原子力研究所(以下、原研)と核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は統合し、新たに日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)となった。この新しい法人は、総合的な原子力研究開発法人であり、政府関連法人の中で最も大きな法人となった。法人の主要な業務は、原子力の基礎研究開発、核燃料サイクル研究開発、自らの原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物処理・処分にかかわる技術開発、安全と核不拡散に関する寄与、などである。原子力機構には、JRR-2や常陽などの試験研究炉、ふげんやもんじゅなどの研究開発段階炉、人形峠ウラン濃縮原型施設や東海MOX燃料製造施設や東海再処理施設などの核燃料サイクル施設、その他JRTFやFMFなどのホットラボ施設がある。二法人統合準備の一環として、原研とサイクル機構は、これまでの施設解体や改修工事などの実績をもとに、総合的な廃止措置費用評価手法を共同で開発した。また、費用評価試算にあたっては、評価項目を増加する等により信頼性の向上を図った。本評価手法を用いた原研とサイクル機構における廃止措置費用の総計は、約6,000億円(約50億$)と試算した。

報告書

第37回核燃料取扱主任者試験問題・解答例集,2005年

原田 晃男; 佐藤 忠*; 中島 邦久; 小室 雄一; 白石 浩二*; 服部 隆充; 生田 優子; 谷内 茂康; 櫛田 浩平

JAERI-Review 2005-026, 55 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-026.pdf:1.95MB

本報は、国家試験として実施されている核燃料取扱主任者試験問題(第37回、2005年)の解答例集である。その一部については、簡単な解説または参考文献を付記した。

口頭

ナトリウム冷却小型炉の崩壊熱除去系フローダイオード性能試験

相澤 康介; 近澤 佳隆; 白石 直*; 坂田 英之*; 大久保 良幸*

no journal, , 

実用化戦略調査研究におけるナトリウム冷却小型炉では、崩壊熱除去系として原子炉の上部及び下部プレナムに貫通部を設けるDRACS(直接炉心冷却系)の採用を検討しており、定常運転時の逆流を抑制するためにフローダイオードを貫通部に設置する計画である。本検討では、ナトリウム冷却小型炉(電気出力50MWe及び300MWe)の崩壊熱除去系に設置することを対象にしたフローダイオードの性能試験を実施し、その成立性を評価した。

口頭

クリアランスレベル検認評価システムの開発,1; 核種濃度評価機能の作成

立花 光夫; 白石 邦生; 福島 正; 内藤 明; 石神 努

no journal, , 

原子力機構では原子力施設の廃止措置等に伴い発生する廃棄物のクリアランスが検討されている。この作業の軽減と効率化を図り、安全で確実な検認測定を支援するクリアランスレベル検認評価システム(CLEVES)の開発を進めている。このうち、検認測定に応じた評価核種濃度を算出する核種濃度評価機能を作成した。ここでは、CLEVESの概要と核種濃度評価機能を報告する。

口頭

Na冷却高速炉における大口径配管の流力振動評価に関する研究,2; ホットレグ1/3縮尺試験における超臨界Re数領域での圧力変動特性と流動状況

白石 直*; 佐郷 ひろみ*; 渡壁 寿人*; 山野 秀将; 小竹 庄司

no journal, , 

超臨界Re数領域でホットレグ配管の圧力変動と流況に対する粘性の影響を調べる目的で行った常温水と60$$^{circ}$$C温水を使った試験結果を報告する。

口頭

Na冷却高速炉における大口径配管の流力振動評価に関する研究,17; ホットレグ1/3縮尺試験における圧力変動への入口旋回流の影響

白石 直*; 佐郷 ひろみ*; 渡壁 寿人*; Xu, Y.*; 相澤 康介; 山野 秀将

no journal, , 

高レイノルズ数領域における旋回流を伴うエルボ流れの特性を実験的に取得した。旋回速度割合0$$sim$$15%を比較した所、エルボの剥離域が旋回流によって方向を曲げられたが、圧力変動の大きさに顕著な変化はなかった。

口頭

Na冷却高速炉における大口径配管の流力振動評価に関する研究,28; ホットレグ配管1/3縮尺試験における入口偏流条件下での圧力変動特性と流動状況

佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 渡壁 寿人*; Xu, Y.*; 相澤 康介; 山野 秀将

no journal, , 

高レイノルズ数領域で入口に偏流が加わった場合のエルボ流れの特性を実験的に取得した。その結果、エルボの剥離域の大きさ,圧力変動に影響が出ることを確認した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管の流力振動評価,2; ホットレグ配管1/3縮尺試験による流動状況と圧力変動特性

佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 渡壁 寿人*; Xu, Y.*; 相澤 康介; 山野 秀将

no journal, , 

FBRサイクル実用化研究開発(FaCT)では、ナトリウム冷却大型炉JSFR(Japan Sodium-Cooled Fast Reactor)(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、合理化の観点で2ループ化を採用することで、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。このような配管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の確認が必要となり、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(1)-(7)。本報では、1次系ホットレグ(HL)配管を対象に1/3縮尺試験装置を製作し、配管内の流力振動特性の把握を目的に実施した水流動試験で得られた流動状況や圧力変動特性について報告する。

口頭

JSFR実用炉のための1/11縮尺炉上部プレナム流動試験におけるガス巻込み及び液中渦防止構造の提案

吉田 和弘*; 坂田 英之*; 佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 大山 一弘*; 萩原 裕之*; 山野 秀将; 山本 智彦

no journal, , 

コンパクト化を重視したJSFRでは、非対称性の強い流れ場がプレナム内に形成される結果、ガス巻込み対策に加え、液中渦対策が重要である。これらの防止対策構造を考案したうえで、試験体を製作し、水試験により効果を確認した。これに基づいて、JSFRに反映する構造を選定した。

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