Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
松下 健太郎; 江連 俊樹; 藤崎 竜也*; 今井 康友*; 田中 正暁
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
ナトリウム冷却高速炉の炉上部プレナム部設計に向けて、自由表面渦によるガス巻込み現象の評価手法が開発されている。この評価手法では、評価対象領域における三次元流動解析から得られた流速場に渦モデルを適用することによって渦のくぼみを予測する。本研究では、解析メッシュを自動的に作成することを目的に、移流渦を伴う矩形流路におけるガス巻込み水試験を対象にAdaptive Mesh Refinement(AMR)法の適用を検討した。AMR法を適用する初期メッシュのサイズをパラメーターとして変更して、AMR法を適用して得られた解析メッシュを用いて過渡解析を実施した。その後、リファレンスとなる一様詳細メッシュでの過渡解析結果と、渦形成に関連する物理量と計算にかかる負荷について比較した。その結果、メッシュ数の変化がAMR法による詳細化の終了判定の指標にできる見通しが得られ、AMR法の適用によって過渡解析にかかる計算負荷を低減可能であることが確認された。
吉川 龍志; 菊地 紀宏; 田中 正暁
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化方策である自然循環崩壊熱除去の採用にあたり、燃料集合体内における混合対流条件での圧力損失に対する浮力の影響を評価する必要がある。本報では、燃料集合体熱流動詳細解析コードSPIRALのHybrid型乱流モデルの妥当性確認として、低流量混合対流条件下での19本及び91本模擬燃料棒集合体水試験を対象に熱流動解析を実施し、浮力による集合体内の流速分布と温度分布への影響分析と、摩擦損失係数の比較によるHybrid型乱流モデルの圧力損失評価への適用性検討結果を報告する。
浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
ナトリウム冷却高速炉の設計において、浸漬型直接炉内冷却器を用いた自然循環崩壊熱除去時に生じる炉心-プレナム相互作用現象を評価するため、炉心部の熱流動解析の計算負荷を合理的に低減した原子炉容器内熱流動解析評価手法(RV-CFD)を整備している。本研究では、集合体内燃料ピンの熱容量を考慮した非熱平衡モデルを整備し、原子炉スクラムによる出力低下を模擬した過渡試験解析を実施して、RV-CFDの過渡解析への適用性を確認した。
山野 秀将; 二神 敏; 堂田 哲広; 田上 浩孝; 内堀 昭寛; 尾形 孝成*; 太田 宏一*
日本機械学会2024年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2024/09
Japan Atomic Energy Agency and Central Research Institute of Electric Power Industry have been conducting a project to develop safety analysis methodologies on metal fuel sodium-cooled fast reactors in the area of advanced reactors under the framework of the U.S.-Japan bilateral commission on civil nuclear cooperation since 2018. The project encompasses analysis methodology development and experiment on core bowing reactivity analysis, core damage accident analysis, and mechanistic source-term analysis. This report describes the project overview and the outcomes of five-year activities in Phase 1: 2018-2022.
佐郷 ひろみ*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 横井 忍*; 森田 英之*; 池末 俊一*
no journal, ,
原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、われわれは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、,理論計算に基づくスロッシング荷重評価手法(簡易評価手法:詳細評価版)に関する研究成果について報告する。
池末 俊一*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 横井 忍*; 佐郷 ひろみ*; 森田 英之*
no journal, ,
原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、われわれは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、地震波加振に対する天井荷重手法(非線形スロッシングに伴う天井荷重の評価手法及び地震波加振に対するスロッシング波高の評価手法)について、その概要を報告する。
内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 岡野 靖
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器で伝熱管が破損すると、高圧水の漏えい及びナトリウムと水の化学反応により、ナトリウム側に圧力波が伝播する。安全性評価では、このような事象の発生を想定し、圧力波伝播の影響を評価することが必要である。本事象の進展において生じる初期スパイク圧及び準定常圧を評価する解析コードSWACSを開発してきた。本研究では、SWACSコードによりナトリウム-水反応試験を解析し、解析手法が妥当であることを確認した。
吉田 翔冴*; 中村 いずみ*; 山本 智彦; 森 隆*; 福井 弘久*; 佐藤 栄児*
no journal, ,
高い安全性と経済性を両立する次世代原子炉の一つとして、現在小型原子炉SMR (Small Modular Reactor)の研究開発が進められている。地震大国である日本において、設計標準化を果たすためには、立地ごとに異なる地盤条件に対応できるシステムが必要である。この課題を解決する方策として、浮体免震システムを適用したSMRの検討が行われている。本免震システムは、キャビティとオリフィスを浮体構造物底部に設置する機構であり、鉛直方向の振動を減衰することが期待できる。これらの機構を解析で検証することを目的とし、著者らは鉛直方向の振動減衰対策を施した浮体免震構造の振動応答を評価する解析モデルを構築した。本稿では、構築した解析モデルの概要と、動的応答解析を実施した結果について述べる。
滝藤 聖崇; 古屋 治*; 杉浦 歩*; 奥田 幸彦; 中村 いずみ*
no journal, ,
自然災害起因の産業事故はNatech (Natural hazard triggered technological accidents)と呼ばれ、近年その重要性が認識されつつある。Natechリスクの評価と適切な対策の実行には構造物の破損モードの把握と破損モードと維持機能との対応付けが必要であるが、産業施設で使用される機械設備類では試験データや解析事例が不足しており、そのような性能評価が難しい。そこで、産業施設で多用される配管系の地震時挙動を対象とし、試験による破損モードの把握と維持機能との対応付けを試みる研究を開始した。まずは代表的な配管継手であるエルボ配管の動的載荷時における損傷モードを調査するために、加振レベルおよび自重をパラメタとした複数の動的載荷試験(加振試験)を実施した。本稿では研究の全体概要および配管継手に対する加振試験結果について報告する。
白方 嵩晃*; 山下 晋; 大川 富雄*
no journal, ,
液滴・液膜衝突現象におけるクラウンの生成過程と重力による影響について、数値解析を用いて解明することを目的とする。重力加速度を変化させたときに、クラウン高さ及びクラウン半径の時間推移に及ぼす影響を調査し、相関式を作成する。作成した重力項を含む相関式からクラウンの生成過程を明確にし、様々な工業的分野で悪影響を及ぼす二次液滴への理解を深める。本研究により、同現象のスプラッシュの生成に関する新たな考察が得られることが期待される。
中村 いずみ*; 滝藤 聖崇; 嶋津 龍弥*; 奥田 幸彦; 酒井 理哉*; 渡壁 智祥; 奥田 貴大; 大谷 章仁*; 白鳥 正樹*; 渋谷 忠弘*
no journal, ,
配管系の詳細弾塑性応答解析に基づく耐震設計手法が2019年に日本機械学会の事例規格として刊行された。本事例規格では配管本体のみに弾塑性変形が生じることを想定し、弾塑性評価を事例規格に取り入れている。一方、本事例規格では配管支持構造物の弾塑性変形は考慮していない。今般、配管支持構造物の弾塑性評価を本事例規格改定版に取り入れることを目的に、配管支持構造物の弾塑性評価に必要な知見の収集の一環として、配管支持構造物を対象としたベンチマーク解析を開始した。本稿では、配管支持構造物単体の静的弾塑性解析を行った第一段階ベンチマーク解析の結果概要と、配管支持構造物を含む配管系の応答解析を行う第二段階ベンチマーク解析の計画について報告する。
寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 永石 隆二
no journal, ,
燃料デブリ、廃棄物等の放射性物質の長期保管では、保管容器内に水分が含まれていると、水の放射線分解による水素発生に伴う爆発燃焼リスクの低減が重要となる。このための安全管理技術として、容器内の水素濃度を再結合反応によって低減する固体材料(触媒)を開発するとともに、計算科学的な数値流体力学(CFD)によって容器中の水素等の挙動を予測・解析する技術の開発を進めてきた。本研究では、触媒による再結合反応を加えた水素挙動解析を行い、この結果を実機相当の容器サイズに設置した触媒の性能試験を実施した結果と比較するとともに、触媒の水素濃度低減効果について検討した。
森田 英之*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 横井 忍*; 佐郷 ひろみ*; 池末 俊一*
no journal, ,
原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、われわれは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、評価手法構築のために検証データとして必要な試験データの取得を目的に、2021年度に実施したスロッシング水試験の結果について報告する。
横井 忍*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 佐郷 ひろみ*; 森田 英之*; 池末 俊一*; 井上 貴敏*
no journal, ,
原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、われわれは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、天井衝突を考慮した数値流体解析を用いて再現解析を行った成果について報告する。