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小黒 優門*; 藤田 聡*; 皆川 佳祐*; 山口 彰*; 高田 孝*; 栗坂 健一
no journal, ,
2006年に改訂された「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」において「残余のリスク」の概念が導入され、想定以上の入力に対しての応答の評価が必要とされている。他方、地震入力を低減して耐震裕度を得るための手法として免震構造の適用が検討されており、免震装置として用いる天然ゴム系積層ゴムは想定以上の入力を受けると水平方向の復元力がハードニングと呼ばれる非線形性を生じて応答に悪い影響を与える。したがって、本研究では積層ゴムの非線形性を考慮した免震建屋モデルによる地震応答解析を行い、免震構造が応答に与える影響及び地震規模と積層ゴムの非線形性の関係について検証した。本報では、2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震における福島第一原子力発電所での観測波を使用して地震応答解析を行った。その結果、以下がわかった。(1)免震構造の適用により、建屋の応答加速度は1/10程度に低減できる。(2)積層ゴムのハードニングは今回観測された地震波の5.2倍程度で発生する。
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。
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。
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。
岩本 幸治*; 小川 翔太*; 保田 和則*; 十河 基介*; 田中 正暁; 山野 秀将
no journal, ,
LDV measurements in a 90
elbow which curvature radius coincides with the diameter have been examined for a deflected inflow that became faster inside. Compared to a case of a 4.9D pipe, the deflected inflow reinforced a convex velocity distribution near the curvature in the downstream region. This concludes the deflected inflow promotes the secondary flow of Prandtl's first kind. Frequency analyses of axial flow fluctuations show the dominant frequency can be seen in the downstream even when deflected. But its Strouhal number increases to 0.6 from 0.5 compared to the short one. Results of frequency analyses are also shown for an inflow from a 10D pipe and a swirl generator. Dominant Strouhal numbers mostly become 0.5 except for 0.6 in cases of the inflow from the 10D pipe and deflector. This frequency shift might be related with the boundary layer size and the local flow velocity since the corresponding fluctuation is caused by vortex from the boundary layer at the elbow.
村上 貴裕*; 江口 譲*; 田中 正暁; 山野 秀将
no journal, ,
In a conceptual design of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR), short-elbow pipings with large-diameter are adopted for cooling system, in which the coolant flow causes periodical pressure fluctuation at the short-elbow. However, the mechanism of the periodical pressure fluctuation has not been clarified yet. In this paper, unsteady three-dimensional analysis by a finite element large-eddy simulation (LES) code is carried out in order to explore the mechanism of the periodical pressure fluctuation in short-elbow pipings, based on visualizations of dynamic flow structure in the numerical results.
山下 晋; 山田 知典; 功刀 資彰*; 村松 壽晴
no journal, ,
原子炉伝熱管内におけるレーザー溶接補修の現象論的把握と溶接に伴う残留応力の制御を目的として、幾つかの先進的な数値計算手法を用いてレーザー溶融・凝固シミュレーションコードを構築し、レーザー溶融・凝固シミュレーションを行った。その結果、溶接ビードや溶融池界面上の放射状の流れ場等の低出力レーザー特有の現象を再現することができた。また、残留応力評価へ向けて、レーザー照射時の母材内部の応力分布を評価するために、SPLICEコードと親和性の良い固体・流体連成解析モデルの選定及び実装を行い、新たに溶融・凝固現象を再現するための相変化モデル(温度回復法)を連成解析モデルに適用しその有効性を評価した。
田中 正暁; 佐郷 ひろみ*; 岩本 幸治*; 江原 真司*; 小野 綾子; 村上 貴裕*; 早川 教*
no journal, ,
ショートエルボを有するナトリウム冷却高速炉ホットレグ配管の設計成立性確認を目的に実施した複数の縮尺水流動試験及びレイノルズ平均モデル及びラージエディシミュレーションによる非定常流動解析、さらに一般的な曲がり管流れに関する文献調査で得られた知見をもとにして、実機ホットレグ配管における非定常流動場を予測した。本報告は、「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(1)
(6)」のシリーズ発表のうちの(6)である。
小泉 智; 川勝 年洋*; 徳益 崇*
no journal, ,
固体高分子形燃料電池用の膜電極接合体(MEA)の構造評価法を中性子小角散乱法を基軸として開発した。従来のピンホール型中性子小角散乱法(SANS)では観測が可能な空間サイズはnmから100nmに限定されてきた。そこで集光レンズを用いてピンホール法を補強し集光型超小角散乱法を実現した。また完全結晶を活用した ボンゼ・ハート法を活用し測定範囲を10
mへ拡張した。これらが観察する空間サイズはMEAのカーボン担体及びそこにおける水分布に相当する。またm以上の観察は、低真空走査電子顕微鏡で補足し、画像をフーリエ変換して散乱との比較を行った。他方、局所構造に関して従来のSANSでは、水素由来の非干渉性散乱がバックグランドとなり構造解析の支障であった。そこで偏極解析法を併用することで非干渉性散乱を定量化して除去し、ナフィオンのイオンクラスター構造の内部を観察することに成功した。この結果を分子動力学法や粒子散逸法などのマルチスケール計算機シミュレーションの結果と比較し、イオンクラスターの内部構造を実画像化することを試みた。