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木村 暢之; 上出 英樹; Emonot, P.*; 長澤 一嘉*
Proceedings of 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-7) (CD-ROM), 17 Pages, 2008/10
温度の異なる流体の混合により発生する温度変動に起因する高サイクル熱疲労現象を評価するために、流体-構造連成解析を実施した。ナトリウムと水を作動流体とした同形状の平行三噴流試験体系を対象とした解析により、構造材表面での温度変動強度の減衰を定量的に明らかにするとともに、温度変動の伝達挙動について、作動流体の違いを評価した。
相澤 康介; 山野 秀将; 小竹 庄司; 藤又 和博*
Proceedings of 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-7) (CD-ROM), 14 Pages, 2008/10
FBRサイクルの実用化研究開発(FaCT)で設計検討が進めているナトリウム冷却大型炉では、プラント建設費を削減するため、2ループ構成の主冷却系及びショートエルボ大口径配管を採用している。この設計概念は、10
以上の高レイノルズ数域における配管内の流動励起振動挙動が課題になる。本報告では、STAR-CDコードを用いて定常解析を実施し、適切な解析モデルを選定することで、別途実施したホットレグ配管を模擬した1/3縮尺試験の流動特性(逆流を含んだ剥離域など)を再現できることを確認した。また、その検証された解析モデルを用いて、冷却材物性及び配管スケールの影響を調べるとともに、実機におけるホットレグ配管の入口境界における乱れなどの条件を考慮して流動特性の検討を実施した。その結果、実機で想定されるホットレグ配管吸込み部での乱れを考慮すると、剥離域が小さくなる可能性が示された。
西村 正弘; 上出 英樹; 杉山 憲一郎*; 大竹 志朗*
Proceedings of 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-7) (CD-ROM), 12 Pages, 2008/10
高速増殖炉の冷却材に使用されている液体ナトリウムは冷却材として優れた熱的特性を有する反面、酸素や水との反応が活性である。事故時に想定されるこれらの反応に対して必要な安全対策がプラントでは施されているが、もんじゅのナトリウム漏えい事故などを背景に、特定の事故パターンによらずに反応現象の理解を深め、機構論的に解析することが社会的受容性の観点から求められている。また、反応現象の理解を深めることは、安全対策という観点以外に、事故,トラブルが起こってしまった場合に残存する未反応ナトリウムの取り扱いにおける判断根拠という観点からも、重要な研究テーマである。従来、液滴燃焼の酸化現象において柱状酸化物が生成した後に着火に至ることが観察されているが、十分な現象の理解はされていない。本報では、液滴状のナトリウムが燃焼する際の反応表面を反応雰囲気の酸素濃度や初期の予熱温度をパラメータとして表面の柱状生成物の生成過程に着目して観察した実験結果を報告する。
山口 彰*; 高田 孝*; 辰巳 栄作*; 伊藤 啓; 大島 宏之; 上出 英樹; 榊原 潤*
Proceedings of 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-7) (CD-ROM), 16 Pages, 2008/10
ナトリウム冷却高速炉の一次冷却系統内には、カバーガスの巻込み及び溶存と制御棒からのヘリウムガス放出によるガスが、溶存ガスもしくは気泡の形態で混入している。ガスは炉心反応度の擾乱や沸騰核の生成等を誘起する可能性があるため、安全の観点からガスを抑制する設計とすることが重要であり、ガス巻込みや気泡濃度に関する許容量を定める必要がある。本研究では、高速炉におけるガス巻込み許容量の検討と合理化として、ガス巻込みの影響を炉心入口ボイド率によって評価し、バックグラウンドのガス量を考慮することで受容できるガス巻込み量とガス濃度の提案を行う。そのために、プラント動特性解析コードVIBULの開発を行っており、本コードを用いて高速炉システム内の溶存ガスや気泡の濃度分布を評価する。コードを用いて気泡挙動を評価することでバックグラウンド気泡量が得られ、総気泡量がバックグラウンド量の105%以内に収まるという条件下において、設計における予備的なガス巻込み許容量が巻込み率と巻込み気泡径に関するマップとして導かれる。さらに、ガス抜き機構による気泡除去の成立性について調査を行った。
武田 哲明*; 一宮 浩一*; 西尾 仁志*; 中川 繁昭; 高松 邦吉
Proceedings of 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-7) (CD-ROM), 11 Pages, 2008/10
超高温ガス炉(VHTR)の安全審査に対して、炉心の固有の安全性及び解析手法の妥当性を示すために、高温工学試験研究炉(HTTR)で実施された安全性実証試験のデータを用いて、炉内温度分布解析を行った。比較対象としては、原子炉スクラムを生じない冷却材流量部分喪失試験の実測値を用いた。また、すべてのガス循環機をストップさせる冷却材喪失試験及び、前者の試験と同時に炉容器冷却機能を喪失させる炉容器冷却設備停止試験の事前解析も行った。これらの試験中の炉内温度分布を汎用解析コードSTAR-CDを用いて高精度で解析できれば、本研究で用いた手法をVHTRの設計に活用することができる。本研究では原子炉圧力容器,炉容器冷却設備及びコンクリートを含めた炉内温度分布解析の結果を示し、冷却材流量喪失時における輻射伝熱の重要性について明らかにした。
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。