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岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 宮崎 真之
Proceedings of ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 8 Pages, 2024/07
免震システムが適用された高速炉の容器に適用可能な座屈強度評価式の開発を行っている。既往報告において、一定の水平荷重を受けつつ、周期的な軸方向圧縮荷重が作用する条件下での一連の座屈試験と解析を行い、座屈評価式の適用性を確認している。本報告では、大きな初期不整がある場合に座屈強度が低下する効果を取入れるための補正係数を提案した。様々な寸法、初期不整形状、垂直/水平荷重比を有する改良9Cr-1Mo鋼(Grade91)及びオーステナイト系ステンレス鋼の容器に対して、大変形大ひずみ理論による一連の弾塑性座屈解析を実施した。その結果、補正係数は全体的に初期不整の程度に対応して座屈強度が減少する傾向にあり、補正係数を考慮した座屈評価式は肉厚の半分を超える大きな初期不整がある場合でも高速炉の容器に適用できることを示した。
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。
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.
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
10
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。
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8.010
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。
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。
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。
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
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。
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
C温水を使った試験結果を報告する。
