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粉川 広行; 石倉 修一*; 佐藤 博; 原田 正英; 高玉 俊一*; 二川 正敏; 羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; et al.
Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.178 - 183, 2005/08
被引用回数：8 パーセンタイル：49.02(Materials Science, Multidisciplinary)JSNSのために開発を進めているクロスフロー型(CFT)水銀ターゲットでは、ビーム窓近傍での水銀の停滞領域発生を抑制するために、水銀を陽子ビームに直交するようにフローガイドブレードに沿って流す。これまで、水銀のモデルに弾性モデルを用いて動的応力解析を行ってきた。しかしながら、実際に陽子ビームを用いた最近の実験結果から、水銀のモデルにカットオフ圧力モデルを用いた方が実験結果に近い動的応力が得られることが示された。そこで、カットオフ圧力モデルを用いて動的応力解析を行った結果、半円筒型ビーム窓に発生する動的応力が、平板型ビーム窓に発生する応力よりも低くなることを明らかにした。また、陽子ビームを広げてピーク発熱密度を218W/ccまで低減して、ビーム窓の発生応力を許容応力以下にした。一方、陽子ビーム窓を広げたため、フローガイドブレード先端の発熱密度が高くなり、許容応力を超える熱応力が発生したが、ブレードの先端の形状を、水銀の流動分布に影響を及ぼさない範囲で薄くすることによって、発生する熱応力を許容応力以下にした。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定
JSME International Journal, Series B, 47(2), p.323 - 331, 2004/05
軽水炉の冷却材流路には燃料棒間のギャップ幅を一定に保つためにスペーサ等の突起がしばしば設置される。狭隘流路内のスペーサ周辺の熱流動に関する定量的な研究は、単相流では数多く見られるが、二相流ではほとんど見られない。そこで、狭隘流路に存在するスペーサ等の物体が二相流挙動に及ぼす影響を数値的に調べた。解析体系は3次元流路とスペーサを簡略模擬した矩形突起から成る。解析では、流路入口に液膜厚さとその流速及び蒸気流速を与え、時間方向に進展する液膜流挙動を非加熱等温流条件に対して定量的に検討した。本研究の成果は次のとおりである。(1)気液界面に作用するせん断応力によって界面不安定性が起こり、気相と液相の相対速度とあいまって波立ち発生へと現象が進行することを数値的に確認した。(2)突起後端から発生するはく離線に沿ってウエークが形成され、ここでは強い乱れによって液膜が排除されることがわかった。
伊藤 和宏*; 辻 義之*; 玉置 昌義*; 中村 秀夫; 近藤 昌也; 久木田 豊
日本原子力学会誌, 39(8), p.669 - 680, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)水平水-空気波状流における気液界面せん断応力を実験的に評価した。実験では、高さ0.7m、長さ12mの矩形ダクトにおいて水の見かけ流速を0.3m/s一定とし、空気の見かけ流速を4.2~6.8m/sに変化させた。水面にh界面波が生じ、その振幅は空気流量又は入口からの距離と共に増加した。プレストン管法を用いて測定した気相部壁面摩擦係数は、この界面波の影響によって滑面に対するBlasius式の予測値と異なったが、その差は
30%であった。気液界面せん断応力は、壁面せん断応力、圧力勾配、水位及び水位勾配の各計測値を気相の運動量式に代入することで評価した。その結果、気液界面せん断応力は界面波の振幅と共に増加し、気液界面摩擦係数のBlasius式の予測値との比は4~10であった。この比は空気の見かけ流速と入口からの距離に比例して増加した。
大貫 晃; 加茂 英樹*; 秋本 肇
JAERI-Data/Code 96-033, 76 Pages, 1996/11
JAERI-Data-Code-96-033.pdf:1.92MB
受動的安全炉の設計研究を多次元の二流体モデルコードにより高精度に行うため、二流体モデルの構成方程式の評価・開発に使用できる解析コードACE-3Dを開発した。本コードの特徴は、(1)基礎式は3次元の二流体モデル。直交座標系または円筒座標系が選択できる。(2)有限差分、半陰解法。(3)界面応力項として抗力、揚力、乱流拡散力、壁からの力、付加質量の各力を考慮する。(4)二相
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乱流モデルの導入である。開発したコードにより既存の小口径垂直管内気泡流の解析を行い、二流体モデルの多次元用構成方程式の評価・開発に本コードが適用できることを確認した。本報告書では、ACE-3Dコードの概要を基礎式並びにその差分式により述べると共に、プログラム構造の概説、及びチェックの計算結果についてまとめる。
金子 正; 柴田 勝之
JAERI-M 84-178, 32 Pages, 1984/10
本報は、原子炉冷却材圧力バウンダリの周方向き裂を有するステンレス鋼配管の延性不安定破壊(配管のギロチン破断)に関して、次に示す代表的な破壊予測法についてまとめたものである。(1)Net-Section Collapse Stressによる予測、(2)Crack Ligament Fracture Stressによる予測、(3)Flow Stressによる予測、(4)J積分によるTearing Instability予測。これらの予測法のうち、予測法(1)(2)(3)は、き裂断面のNet-Section Stressを求めることによって、配管の破壊強度を評価する手法である。一方、予測法(4)は、断塑性破壊力学の導入によって、き裂の安定成長を考慮して、配管の延性不安定挙動を検討する方法である。以上の破壊予測法の紹介に加えて、本報では、日本原子力研究所、原子力工学試験センター、米国NRC、EPRI等で、実施されているステンレス鋼管の延性不安定破壊に関する実証研究の内容についても、概説した。
依田 真一; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 118, p.214 - 219, 1983/00
被引用回数：3 パーセンタイル：44.31(Materials Science, Multidisciplinary)本研究は、原子炉用微粒等方性黒鉛材料の微細組織および引張変形挙動に及ぼす静水圧応力負荷の影響について調べたものである。走査電子顕微鏡観察の結果、黒鉛結晶の層面間で静水圧負荷によって、はくりが生じこれがマイクロクラックの形式に結びつくことが明らかとなった。また、静水圧負荷により黒鉛表面の凸凹が著しくなった。これは、静水圧負荷により黒鉛材料が塑性変形した結果生じた現象である。静水圧負荷後の黒鉛材料の引張変形挙動には、静水圧予応力の増加に伴い、Flow stressの低下、引張強さの低下、残留歪(塑性歪)の増加が認められた。これらの現象は、黒鉛材料が静水圧負荷によって弱くなることを意味する。これらの結果から、黒鉛材料では多軸応力下において静水圧成分の影響を無視できないと結論された。
宮本 喜晟; 鈴木 邦彦; 佐藤 貞夫
JAERI-M 6264, 128 Pages, 1975/10
本報告は多目的高温ガス実験炉炉心の参考設計(Mk-I&Mk-II)を進めるなかで、熱流動・強度特性に関して検討した項目、すなわち、設計条件、設計方法、設計定数を示すとともに、今後の多目的高温ガス炉の炉心設計を進める場合の参考になることを目的してて述べたものである。また、熱流動・強度に関して参考設計(Mk-I&Mk-II)の初期炉心の特性解析、燃焼炉心の特性予測ならびに種々の特性検討を述べる。
