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田中 正暁; 村上 諭; 檜原 秀樹*; 須藤 浩三*
Proceedings of International Conference on Jets, Wakes and Separated Flows (ICJWSF 2005), p.623 - 627, 2005/10
温度の異なる流体が混合することにより生じる温度変動により、構造材内部に熱疲労が発生する現象(サーマルストライピング現象)を評価することは重要な課題である。特に、振幅の大きな温度変動が高い繰り返し数で構造材に作用すること(高サイクル熱疲労)に対して十分考慮する必要がある。また、比較的低い周波数の流体温度ゆらぎは、構造材に対する影響が大きいため、T配管合流部の設計を行う際には、これら高振幅成分と低周波成分の発生条件に対して十分考慮する必要がある。そこで核燃料サイクル開発機構では、T字配管合流部設計の自由度を広げる観点より、流体温度ゆらぎの高振幅成分と低周波成分を積極的に低減させることが可能な流体混合促進機構(乱流プロモータ)に関する基礎研究を行っている。本報では、当該基礎実験を対象とした実験解析結果について報告する。本研究では、乱流プロモータによる混合促進効果の有効性の確認と特性の一般化を図ることを目的とし、さらに、高速炉プラント設計の合理化に資することを目的としている。本報告では、準直接シミュレーションコード(DINUS-3)を用い、この基礎実験を対象とした実験解析を実施し、数値シミュレーションにより流れ場を再現できることを確認すると共に、乱流プロモータの混合促進効果の有効性について検討を行った。
斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.
JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09
現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850C、高温試験運転時950Cであり、燃料・材料の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。