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江原 真司*; 結城 和久*; 橋爪 秀利*; 相澤 康介; 山野 秀将
JAEA-Research 2013-011, 72 Pages, 2013/10
JAEA-Research-2013-011.pdf:11.34MB
東北大学では、コールドレグ配管で発生する非定常流動メカニズム及び圧力変動特性を可視化試験及び圧力測定試験により明らかにし、さらにスケール効果を調べるため、異なる縮尺モデルにおいて流動試験を実施した。平成20年度では、1/15縮尺流動試験装置において2段エルボ内の可視化試験を実施した。また、1/7縮尺流動試験装置に1段ショートエルボを設置して装置の健全性を確認し、Re=320,000に対する可視化試験に着手した。平成21年度では、1/7縮尺流動試験装置を用いて1段エルボ及び2段立体接続エルボに関する可視化試験を実施し、詳細な流れ場を観測した。これら試験データから、エルボ内流れの複数エルボ効果を検討した。加えて、1/15及び1/7縮尺試験装置を用いて1段エルボに関する圧力変動計測試験を実施し、Re数を変化させたときの圧力変動特性を計測した。これらの配管スケールの異なる試験データより、圧力変動特性へのスケール効果の影響を検討した。原子力機構では、実機設計の成立性評価に向けて解析評価手法の開発を進めている。商用熱流動解析コードSTAR-CDを用いて1/7縮尺2段エルボ流動試験解析を実施し、可視化試験結果と流速分布の傾向はおおむね一致していることを示した。本研究より、単エルボ配管体系を対象に検証してきたURANS解析手法が2段エルボ体系に適用可能なことを確認した。
山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 村上 貴裕*; 岩本 幸治*; 結城 和久*; 佐郷 ひろみ*; 早川 教*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00
JSFRにおける1次冷却系配管のための流力振動評価手法開発の現状を報告する。特に、配管内非定常流れに着目した研究開発の現況を記述する。1/3縮尺試験体を用いた試験では入口での旋回流の影響を調べた。その結果、エルボ下流における剥離領域が歪められた。しかしながら、配管壁にかかる圧力変動に対する旋回流の影響は有意でないことが明らかとなった。シミューションについても実施され、流況や流速分布にはレイノルズ数の影響はほとんどないことが示された。
結城 和久*; 長谷川 駿介*; 佐藤 司*; 橋爪 秀利*; 相澤 康介; 山野 秀将
Nuclear Engineering and Design, 241(11), p.4544 - 4550, 2011/11
被引用回数：32 パーセンタイル：89.69(Nuclear Science & Technology)Flow structure in a three-dimensionally connected dual elbow is visualized simulating the 1st and 2nd elbows of JSFR cold-leg piping. A matched refractive-index PIV measurement clarifies that a low-velocity region formed on the inner wall side of the 1st elbow develops toward the 2nd elbow. The velocity recovery region reaches the 2nd elbow, the geometry of the 2nd elbow has a significant impact on the characteristics of the vortex shedding in the velocity recovery region. Contrary, flow separation is inconclusive in the 2nd elbow, whereas high-velocity flow with intense velocity fluctuation is confirmed on the inner wall side. Furthermore, the unsteady vortices shed from the velocity recovery region are transferred to the central area of the 2nd elbow while growing significantly. This study shows a strong swirling flow is formed in the 2nd elbow. These flow structures are due to the distorted 1st elbow flow and the 2nd elbow shape effect.
山野 秀将; 田中 正暁; 村上 貴裕*; 岩本 幸治*; 結城 和久*; 佐郷 ひろみ*; 早川 教*
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.677 - 687, 2011/04
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の1次系冷却配管のための流力振動評価法開発の現在の状況について、中でもエルボ配管の非定常流動の最近の調査状況を中心に報告する。
江原 真司*; 青谷 雄太*; 佐藤 司*; 橋爪 秀利*; 結城 和久*; 相澤 康介; 山野 秀将
Journal of Fluids Engineering, 132(11), p.111102_1 - 111102_7, 2010/11
被引用回数：9 パーセンタイル：44.78(Engineering, Mechanical)先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)は複数エルボ配管システムを採用している。流動冷気振動(FIV)は配管中の高レイノルズ数の複雑乱流により生じると考えられている。エルボ内の乱流運動はFIVを引き起こす可能性があるが、この運動に起因する圧力変動特性を明らかにするため、単一エルボを対象とした圧力計測を行った。圧力変動特性におけるスケール効果の有無を確認するため、JSFRコールドレグ配管の模型を1/7及び1/14の二つの異なる縮尺で用意し、試験を行った。流れの分岐領域中及び下流で計測した圧力変動の各々のスペクトル密度(PSD)の分析結果には、明確なピークが、両方の縮尺模型において観測された。PSD分析結果を無次元化したところ、本研究で使用した縮尺模型もレイノルズ数さえも関係なく、非常によく一致した。
江原 真司*; 青谷 雄太*; 佐藤 司*; 橋爪 秀利*; 結城 和久*; 相澤 康介; 山野 秀将
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05
この研究では、エルボ内乱流に関連した流力振動特性についての知見を得るため、JSFRのコールドレグ配管を模擬した1/7縮尺試験ループを用いて圧力計測試験を実施した。複数エルボ配管試験の前に最初の段階として、単一エルボ配管の圧力計測を実施した。1/15縮尺実験についても同様に圧力計測を実施し、同一レイノルズ数におけるころなる配管スケールでの流れから生じる影響もまた評価した。
結城 和久*; 長谷川 駿介*; 佐藤 司*; 橋爪 秀利*; 相澤 康介; 山野 秀将
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09
本研究では、コールドレグ部をシミュレートする三次元的に連結した二次元エルボ内の流動構造をPIV計測で可視化し、一次エルボから二次エルボまでの流動遷移,流動励起振動に影響する分離などの非定常流動の発生を細かく検討する。実験装置は、内径,曲率半径がそれぞれ56mmと1.0で実設計比15分の1スケールの試験区画である。湾曲なく視覚化するには、作動流体としてNaI溶液を使用して整合屈折率PIV計測を行う。レイノルズ数は50,000で、試験区画への流入状態は全体に乱流へ発達する。一次エルボの内壁,二次エルボ内の1つの大渦流動に沿った分離が発生することを確認する。さらに、分離領域内及び(又は)後方で形成する非定常流動は下流へ運ばれ、二次エルボ中心部へ流入する。
結城 和久*; 橋爪 秀利*; 中西 繁之*; 相澤 康介; 山野 秀将
JAEA-Research 2009-017, 55 Pages, 2009/08
JAEA-Research-2009-017.pdf:16.5MB
東北大学では、コールドレグ配管で発生する非定常流動メカニズムを明らかにし、さらにスケール効果を調べるため、実機の1/15縮尺試験と1/7縮尺試験が実施される。1/15縮尺試験については、平成19年度は2段エルボ体系で試験を行った。Re数は43000であり、エルボへの流入条件は完全発達乱流である。まず、全体的な流動構造として、第1エルボの内側で剥離が発生し、第2エルボでは1つの旋回流が形成されることが確認された。また、第1エルボ剥離域の終端部近傍で発生した非定常な流動が成長しながら下流方向に輸送され、第2エルボの管中央部に流入していることを指摘した。一方、1/7試験装置は作動流体が水であり、平成19年度は大流量条件を達成するための試験装置の設計と各コンポーネントの製作を実施した。原子力機構では、実機設計の成立性評価に向けて解析評価手法の開発を進めている。平成19年度は商用熱流動解析コードFLUENTを用いて1/15縮尺流動試験解析を実施し、可視化試験結果と流速分布の傾向はおおむね一致していることが示された。
結城 和久*; 小原 啓*; 橋爪 秀利*; 田中 正暁; 村松 壽晴; 戸田 三朗*
Proceedings of 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-7) (CD-ROM), 21 Pages, 2008/10
上流に90度曲がり管(エルボ)を有するT字合流配管部で、PIV(粒子画像計測法)により速度場の計測と流体温度計測を実施した。実験パラメータはエルボ出口からT字合流部までの距離及びエルボの曲率半径である。実験により、曲率半径の大小(はく離の有無)に応じて、エルボとT字合流部との距離を適切に定めることで流体混合による高サイクル熱疲労の発生を緩和する手法を提案した。
結城 和久*; 菅原 良昌*; Hosseini, S. M.*; 橋爪 秀利*; 戸田 三朗*; 田中 正暁; 村松 壽晴
Nuclear Science and Engineering, 158(2), p.194 - 202, 2008/02
被引用回数：3 パーセンタイル：23.55(Nuclear Science & Technology)本研究では、粒子画像流速測定法(PIV)による速度計測と壁近傍での流体温度計測によって、上流側に90度曲がり管を有するT字合流配管部における非等温流体混合現象と、非定常の流体混合によって生じる温度変動発生メカニズムの関係を解明することを目的としている。実験により、90度曲がり管内で発生する2次流れと枝管より流出する噴流挙動との関係、及び混合領域における2次流れと温度変動特性との関係について明らかにした。
小原 啓*; 結城 和久*; Hoseini, S. M.*; 橋爪 秀利*; 田中 正暁
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 10 Pages, 2007/04
上流側に90度の曲がり管(エルボ)を有するT字合流配管でのサーマルストライピング現象による配管構造材の熱疲労に関する実験研究を実施した。配管合流部では高低温流体の混合により、流体中で温度変動が発生する。その流体中の温度変動が配管表面に輸送されると、配管表面に温度変動をもたらされるとともに、その温度変動特性に応じて応力変動が発生する。温度変動特性及び構造材側の条件によっては熱疲労による損傷条件を起こす可能性がある。このとき、上流側に曲がり管を設置すると、曲がり管内で発生する2次流れによって下流の配管合流部における温度変動特性は、曲がり管のない直管体系とは異なる特性を示す。曲がり管出口と枝配管との距離が温度変動特性を支配する重要なパラメータとなり、その距離によっては温度変動を抑制する方向に作用し、間接的に温度変動を制御することにも繋がる。そこで、曲がり管出口と枝配管との距離をパラメータとして水流動実験によって温度変動特性と、その制御可能性について調べた。
小瀧 秀行; 大石 祐嗣*; 名雪 琢弥*; 藤井 隆*; 根本 孝七*; 中島 一久
Review of Scientific Instruments, 78(3), p.036102_1 - 036102_3, 2007/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Instruments & Instrumentation)超短パルスレーザー光を複数に分割して行う実験のためには、パルス幅を変化させることなくパルスを分ける必要がある。超短パルスレーザーの場合、ビームスプリッター(BS)として、厚い物質を使用することはできないため、薄膜であるペリクルや穴あきミラーがBSとして考えられる。これらを用いた場合のレーザーの集光特性を調べることにより、BSとして使用方法について検討した。どちらの場合も、透過光に関しては元のパルスと変化がない。しかし、反射光に関しては留意が必要である。ペリクルの場合の集光特性は、一般のミラーによる反射光とほぼ同じであるが、振動に弱い。そのため、振動源と切り離す必要がある。穴あきミラーの場合、振動に強いが、反射光はドーナツ型であり、その形状による干渉が起こる。このドーナツの外形Dと内径D'が、D/2
D'のときは、ほとんど集光できない。これらの結果より、分離するレーザーパルスの径が元のレーザーの径の半分以下の場合には穴あきミラーの使用が可能である。しかし、両方のレーザーパルスの径がほぼ同じ場合にはペリクルを使用し、振動源とペリクルBSとを切り離すことが必要である。
結城 和久*; 橋爪 秀利*; 田中 正暁; 村松 壽晴
JAEA-Research 2006-025, 47 Pages, 2006/03
JAEA-Research-2006-025.pdf:4.26MB
異なる温度の流体が混合するT字配管合流部では、流体混合によって発生する非定常の温度揺らぎの振幅,周波数及び構造材側条件(板厚や材質等)に依存して、構造材の熱疲労現象が発生する可能性がある。このため、熱疲労の緩和は、原子炉プラント設計において安全上重要な課題である。特に、T字合流部の上流側に90度ベンドが存在する場合、ベンドで形成される2次流れが流体混合を複雑化させることがわかっている。そこで、本研究では、流体混合場と壁面温度変動に対するベンドの曲率半径比の影響を明らかにすることを目的とし、混合状態の可視化並びに壁近傍での流体温度変動の計測を実施した。主流速度,枝流速度をパラメータとするさまざまな混合条件下における温度変動特性から、ベンドが存在することにより、流体中に大きな温度変動が生じることを確認した。混合特性,温度変動特性及び下流方向への温度変動の減衰特性に関して、曲率半径が大きな支配要因であることを確認した。また、配管口径比及び曲率半径によって、壁面近傍の温度変動強度分布が異なること及びそのメカニズムについての知見を得た。ベンドで形成される二次流れの激しい非定常減衰挙動と枝配管噴流の後方に形成される後流との相互作用による枝配管噴流の非定常挙動について明らかにした。さらに、壁面近傍における流体温度変動強度に関して、混合形態ごとに整理・分類し、高い精度での予測式を構築した。
山崎 淳; 小瀧 秀行; 大東 出; 神門 正城; Bulanov, S. V.; Esirkepov, T. Z.; 近藤 修司; 金沢 修平; 本間 隆之*; 中島 一久; et al.
Physics of Plasmas, 12(9), p.093101_1 - 093101_5, 2005/09
被引用回数：70 パーセンタイル：88.77(Physics, Fluids & Plasmas)レーザープラズマ相互作用による単色エネルギー電子ビーム発生が世界中で研究されており、最近、幾つかの実験データーが出始めているが、発生機構についてはわかっておらず、安定な電子ビーム発生はできていない。われわれは、シングルレーザーパルスにおける単色エネルギー電子ビーム発生についての、理論的研究及び粒子シミュレーションによる研究,実験研究を行い、非常によく一致した。実験については、レーザーパワーが5.5TW,パルス幅70fs,中心波長800nmのチタンサファイアレーザーをガスジェット中に集光して行った。単色エネルギー電子ビームは、電子ビームが加速位相から減速位相に移るときに得られ、その位置で真空中に電子ビームを取り出してやれば、単色エネルギー電子ビーム発生が可能となる。電子ビームが加速位相から減速位相に移る距離はプラズマ密度によって決定されるため、プラズマ密度によって加速距離のコントロールが必要となる。この研究によって、1パルスでの単色エネルギー電子ビーム発生には電子ビームの加速距離とプラズマ密度のコントロールが必要であること見いだした。
菅原 良昌*; 結城 和久*; 橋爪 秀利*; 田中 正暁; 村松 壽晴
JNC TY9400 2004-027, 65 Pages, 2004/10
JNC-TY9400-2004-027.pdf:12.54MB
上流に90度ベンドを有するT字配管合流域での非等温流体混合実験を行い、主配管壁面近傍における流体温度変動を計測した。速度比および口径比を変化させることで様々な流動条件における温度変動を測定し、温度変動に対する2次流れの影響を定量的に評価した。粒子画像計測法(PIV)により計測された流れ場と温度場計測データの両面から解析を行い、温度変動予測式の構築を試みた。これらより、主流と枝流の混合形態を分類することにより、主流と枝流の流速比(v/V)および口径比(d/D)を用いて、温度変動強度
Trms*の最大値Max(Trms*)を予測する温度変動予測式を構築した。T字配管合流下流域おける温度変動の減衰について評価を行い、上流に90度ベンドが存在しない場合に比べて、上流に90度ベンドを持つ場合の方が温度変動の減衰は速くなることが分かった。
戸田 三朗*; 結城 和久*; 秋本 肇
JAERI-Tech 2004-008, 58 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-008.pdf:5.14MB
核融合炉の炉心プラズマ周辺に設置される第一壁,ダイバータ,リミターなどの機器は、プラズマから膨大な熱負荷を受けるため、高熱負荷を有効に除去するための技術が必要である。現状では最高で50MW/m
程度の限界熱流束値が報告されているが、今後の核融合炉の実用化を踏まえて飛躍的な限界熱流束値の向上が期待されている。そこで、筆者らは「多孔質体内相変化を利用した除熱」と「ミスト衝突噴流による除熱」の2つの定常除熱法を用いて限界熱流束値の極限に挑戦する実験を行い、次の成果を得た。多孔質体を用いた超高熱流束除去実験では、多孔質体がステンレス時に10MW/m,ブロンズ時に34MW/m,銅ファイバー時に71MW/mの定常除熱を実証した。一方、ミスト衝突噴流による局所高熱流束除去実験では、ミストの液滴径や流速を最適化することにより、15MW/mの除熱を達成した。
吉田 和弘*; 結城 和久*; 佐藤 司*; 橋爪 秀利*; 山野 秀将; 小竹 庄司
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉コールドレグを模擬した1/15縮尺試験装置によるPIV可視化実験を実施し、エルボ内における流動状態を確認した。並びに今後実施する1/7縮尺試験装置の概要と実験計画についても報告する。
結城 和久*; 佐藤 司*; 吉田 和弘*; 橋爪 秀利*; 相澤 康介; 山野 秀将
no journal, ,
Na冷却高速炉のコールドレグ(多段エルボ体系)配管内の流動状況を明らかにするため、新たに1/7スケールの流動試験装置を製作し、まずシングルエルボ内の流動状況をPIVにより計測した。
におけるシングルエルボ管内流れのPIV計測佐藤 司*; 江原 真司*; 橋爪 秀利*; 遊佐 訓孝*; 結城 和久*; 相澤 康介; 山野 秀将
no journal, ,
Na冷却高速炉のコールドレグ・多段エルボ配管内の流動状況を明らかにするため、引き続き1/7スケールの流動試験を実施し、Re=1
10におけるシングルエルボ内の流動をPIVにより計測した。
青谷 雄太*; 佐藤 司*; 江原 真司*; 橋爪 秀利*; 結城 和久*; 相澤 康介; 山野 秀将
no journal, ,
Na冷却高速炉コールドレグ配管におけるエルボ内で発生が危惧される流力振動の特性について評価するため、実機を1/7スケール、及び1/15スケールで模擬した水流動試験装置においてシングルエルボ圧力変動計測試験を実施した。その結果、1/7スケール、及び1/15スケールにおいても、ストローハル数0.5の卓越周波数が確認された。この卓越周波数は、エルボ後流腹側でのみ現れることから、エルボのはく離流によって生じており、流力振動の要因となると考えられる。
江原 真司*; 橋爪 秀利*; 結城 和久*; 相澤 康介; 山野 秀将
no journal, ,
Na冷却高速炉のコールドレグ配管内複雑流動を明らかにするため、2段エルボの1/7縮尺モデルを用いた流動試験を行った。高レイノルズ数領域における剥離渦など、流力振動に影響する非定常性の強い流動場をPIV計測により評価し、また1段エルボの結果と比較することで複数エルボ効果を検証した。
