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村松 壽晴; 山口 彰
JNC TN9400 2000-056, 150 Pages, 2000/05
JNC-TN9400-2000-056.pdf:6.67MB
[目的]本研究では、安全系の限定や多重性要求の合理化を行った場合、および多様な作動流体を冷却材として用いた場合に顕在化する熱流動課題を調査するとともに、温度成層化およびサーマルストライピングの両現象につき、作動流体を変化させた場合の特性変化を数値解析により評価することを目的とする。[方法]作動流体の違いから派生するプラント設計上の特徴、及び安全系の局限化に係わる設計概念の調査を行ない、主要な熱流動課題に関する定量的な評価検討を行なった。その結果に基づき、設計上留意すべき事項、さらには温度成層化およびサーマルストライピングに係わる熱流動上の特性を明らかにした。[主要な成果](1)熱流動課題の検討ガス冷却炉、及び重金属冷却炉で顕在化する課題を摘出した。・ガス炉:自然循環、流動振動(高流速に対する配慮)、減圧事故・重金属炉:温度成層化、流力振動(ランダム振動)、地震時のスロッシングさらに安全系の局限化に係わる課題として、原子炉容器のコンパクト化、及びRVACSに着目した課題を摘出した。(2)温度成層化およびサーマルストライピングに係わる熱流動上の特性評価数値解析により得られた各現象についての影響の程度の順列は、以下の通りである。・温度成層化:ガス
ナトリウム鉛・サーマルストライピング:ガス鉛ナトリウム
村松 壽晴; 笠原 直人; 菊池 政之; 西村 元彦; 上出 英樹
JNC TN9400 2000-010, 168 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-010.pdf:8.78MB
サーマルストライピングは高温と低温の流体が構造材に交互に接することにより、構造材の温度分布が時間的に変動し、結果として構造材に熱応力による高サイクル疲労を生じさせる現象である。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムの高い熱伝導率により流体側の温度変動が構造に伝わりやすいため特に留意が必要である。本現象は流体と構造の境界分野にある複雑な現象であることから、十分な解明がなされておらず、設計では構造表面での温度変動幅を考えられる最大温度差である流体の混合前温度差とするか、モックアップ試験により温度変動幅等を測定した上で保守的に設計条件を定めることが多い。また、その方法はルール化/基準化されていない。これに対し、著者らは流体と構造の両面からの分析により、流体側の温度変動の発生から構造内への伝達までの過程を現象論的に明らかにしつつあり、熱疲労に対する支配因子として温度ゆらぎ振幅の減衰に着目している。これまでに、流体内、熱伝達、構造材内での変動の減衰を考慮し、疲労損傷、き裂進展まで評価できる解析コードシステムを構築してきており、実機解析を通してその適用性を確認した。今後は、実験検証を継続して一般化していく予定である。さらに、高速炉の経済性向上に寄与するためには、温度変動の減衰を含め熱荷重を合理的に評価し設計に適用できる「サーマルストライピングの評価ルール」を確立する必要がある。その原案を構築し、大きく2つの道筋を立てた。すなわち、現象解明を進めることによって、温度ゆらぎ振幅の減衰機構等の支配メカニズムを忠実にモデル化した詳細解析手法を提示するとともに、安全率を明確にした見通しの良い簡易評価手法を提案し、解析に基づく詳細評価手法と並行して選択できる評価体系を整備する。本報ではこの目標に必要な実験計画を策定し、さらにより一般的な熱荷重の取り扱いについて検討した。
Yang Zumao*; 村松 壽晴
JNC TN9400 2000-009, 81 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-009.pdf:47.3MB
原子炉構造物に熱疲労を与える温度成層化現象およびサーマルストライピング現象について、その熱流動上の特徴を把握することは、原子炉設計の観点から重要である。本研究では、核燃料サイクル開発機構で開発された多次元熱流動解析コードAQUAを用い、水,ナトリウム,鉛および炭酸ガスを冷却材として用いた場合の熱流動上の特徴を数値解析により抽出する。温度成層化現象については、リチャードソン数Riをパラメータとして合計8ケースを解析し、以下の結果を得た。(1)流体物性および計算初期条件は、同現象を支配する浮力、熱拡散などの効果に大きな影響を与える。(2)炭酸ガスを用いた場合の熱流動上の特徴は、この他の流体を用いた場合のそれらと大きな違いを示し、特に温度成層界面近傍における運動量および熱量の交換特性に関する差異が顕著である。サーマルストライピング現象については、同現象を特徴づける熱流動上の特徴の内、温度ゆらぎ振幅の空間分布特性についての評価を行い、以下の結果を得た。(1)高乱流条件である今回のサーマルストライピング解析結果は、前記の温度成層化現象で抽出された特徴と比較して、違いが認められた。(2)今後の温度ゆらぎ周波数の検討では、炭酸ガスを冷却材に用いた場合に低流速領域での特徴把握に、その他の冷却材を用いた場合に剪断流領域での特徴把握に注意を払う必要がある。
アキラ トーマス トクヒロ; 木村 暢之; 宮越 博幸
JNC TN9400 2000-014, 86 Pages, 1999/06
JNC-TN9400-2000-014.pdf:11.72MB
高速炉のサーマルストライピング現象について熱流動に関する実験シリーズが水流動試験装置を用いて行われた。ここで言うサーマルストライピング現象とは、炉心出口部において、制御棒チャンネルや集合体から流出する温度・速度の異なる噴流が十分に混合せずに炉心上部構造材に衝突することにより構造材に熱疲労を与える現象である。本試験体系は、鉛直噴流を平行に3本配置しており、中心噴流が低温、左右の噴流が高温である。噴流は、矩形ノズルから試験容器中に準2次元形状で吐出している。試験パラメータは、噴流の平均吐出流速(U
)と中心噴流と周辺噴流の吐出温度差(
T
=T
-T
)である。流速測定はレーザードップラー流速計(LDV)と超音波流速計(UDV)を用いて行った。本試験は、中心噴流を吐出させた単一噴流条件と3本の矩形噴流を吐出させた三噴流条件で行った。第1報は主にUDV計測結果、第2報は主に温度計測結果をまとめ、これらの結果を踏まえ、本報においてフェーズ1試験のまとめを行った。単一噴流条件における流速測定結果は、噴流出口領域から下流において、LDVとUDVとも既知の試験結果と良い一致を示した。三噴流試験条件において、3つの噴流の吐出速度が等速の場合、噴流が左右に振動することにより対流混合が行われていることが明らかとなった。また、速度変動は、流れに垂直方向において、左右の噴流と中心噴流の間の領域で大きくなっていることがわかった。UDVによる速度変動および温度変動から得られた噴流振動の卓越周波数は、噴流が主に混合する領域(混合領域)でf = 2.25Hz、噴流の混合がほぼ終了した領域では f = 0.7Hzであった。左右の噴流吐出速度が中心噴流吐出速度より大きい場合、混合領域が下流側にシフトし、混合領域の流れ方向長さが短くなっていることがわかった。
村松 壽晴
PNC TN9410 98-013, 48 Pages, 1998/03
高速炉の炉心出口近傍では、炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部の表面近傍を通過すると、冷却材中の不規則な温度ゆらぎと構造物とが熱的な相互作用を起こし、その構造材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。本報では、当該熱的相互作用を定量的に把握する目的で行われた衝突噴流ナトリウム実験(TIFFSS-I)の時系列データを用い、定常不規則温度ゆらぎ挙動の周波数領域での検討を行った。得られた結果は、次の通りである。[自己パワースペクトル密度関数](1)流体境界層外から試験片内部に向かうに従い、高周波成分の寄与が大きく低下する。これは、境界層および流体から試験片への熱伝達による高周波成分に対するフィルタ作用によるものである。(2)ノズル流速に対する依存性は、境界層外温度、境界層内温度および試験片表面温度で観察される。ただしこの依存性は、20Hz以上の周波数帯についてのみ顕著である。これはノズル流速による乱流強度(乱流微細渦スケールのパワー)の上昇によるものと考えられる。[コヒーレンス関数](1)流体境界層内温度同士のコヒーレンシィは極めて小さい。これは流体境界層外温度が、乱流現象の本質である不規則挙動に支配されていることを示唆している。(2)異なる種類の熱電対間でのコヒーレンシィは、近距離にあるもの同士についてのみ高い値を示す。しかしながら、有意なコヒレンシィ値を示す周波数帯は、比較的低周波成分のみ限られる。[伝達関数](1)流体境界層外から流体境界層内、および流体境界層内から試験片表面への伝達関数では、3-10Hz近傍にゲインの高い領域が生じる。なお、20Hz以上の周波数領域では、非線形特性が卓越するようになるため、伝達関数に連続性が無くなる。(2)伝達関数はノズル流速の変化に対して大きな変化を示さず、普遍的表示式の導出に関する見通しを得た。
村松 壽晴
PNC TN9410 98-007, 93 Pages, 1998/02
高速炉の炉心出口近傍では、炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、炉心出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過すると、冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し、その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から、この熱疲労に対する配慮が必要となる。本研究では、高速炉配管合流部におけるサーマルストライピング条件を解析的に検討するため、内径の等しい90゜エルボ付き主配管と枝管から成る配管系合流部に対し、流速比をパラメータ(主配管流速/枝管流速:0.25,0.50,1.00,2.00および4.00)としたサーマルストライピング解析を、直接シミュレーションコードDINUS-3で行った。得られた結果は、次の通りである。(1)配管合流部下流側に形成される温度ゆらぎ挙動は、主配管流れと枝管からの噴流との相互干渉により生じる比較的周波数の低い変動(7.0Hz)に、枝管外縁から放出される比較的周波数の高い変動(10.0Hz)が重量したものである。(2)主配管内天井面における温度ゆらぎ振幅のピーク値は、主配管内流速を増加させることによって減少した後増加する傾向を示し、その発生箇所位置は主配管内下流側に移動する。(3)主配管内床面における温度ゆらぎ振幅のピーク値は、主配管内流速を増加させることによって増加する傾向となり、その発生箇所位置は主配管内下流側に移動する。今後の研究では、配管径比、流量比、合流部上流のエルボ個数、レイノルズ数、温度差などの効果を含め、実験的研究による現象論的な考察結果を加味しながら、挙動の定量化を図ってゆく必要がある。
15回会合提出資料not registered
PNC TN1420 96-017, 346 Pages, 1996/10
本資料は、もんじゅナトリウム漏えい事故の調査報告を取りまとめるために、科学技術庁の「もんじゅナトリウム漏えい事故調査・検討タスクフォース」の第115回会合に事業団から提出した資料をまとめたものである。尚、本資料は上記タスクフォースの公開資料の一部として平成8年10月29日に科学技術庁によって公開されている。
村松 壽晴
PNC TN9410 96-136, 92 Pages, 1996/05
高速炉の炉心出口近傍では,炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量,集合体流量)の違いから,炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ,それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒,制御棒上部案内管,炉心出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過すると,冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し,その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に,冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では,大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から,この熱疲労に対する配慮が必要である。本研究では,構造物熱応答挙動を容易に解析評価できるようにするために開発されている境界要素法コードBEMSETを用い,各種の温度過渡条件(正弦波温度過渡,一様乱数温度過渡および正弦波上に一様乱数を重畳させた温度過渡)下におけるSUS316製円筒構造物の熱的応答基本特性を検討した。この検討の結果から,温度過渡挙動が明瞭な周期性を持たない実際の高速炉プラントを評価の対象とする場合には,炉内構造物の熱的応答特性は流体中の不規則温度ゆらぎ挙動に強く依存するととが考えられるため,これを発生させる乱流現象の評価が極めて重要であることを明らかとした。
古橋 一郎*; 若井 隆純
PNC TN9410 95-080, 84 Pages, 1995/02
FBR構造物の破壊力学解析手法整備の一環として、破壊力学パラメータ解析コードCANIS-J(2D)の改良を行つた。(1)2時点間の応力範囲
を用いた、12時点問の応力拡大係数範囲Kの計算評価機能の追加(2)2時点間の応力範囲、ひずみ範囲
および変位範囲uを用いた、2時点間のJ積分およびJhat積分の計算評価機能の追加。(3)J(J)およびJhat(Jhat)計算式の積分各項毎の計算評価機能の追加。(4)以下の3つの計算モードを1ジョプで計算実行する機能の追加。・モード0任意時点のK、J、Jhat計算・モード1任意の2時点間のK、J、Jhat計算・モード2任意の連続2時点間のクリープJ積分(J、Jhat)計算特に今回機能追加されたK、J、Jhat計算機能を確認しその適用例を示すために、ATTF環状き裂付き試験体の熱疲労き裂進展試験の破壊力学解析およびき裂進展シミュレーションを行い、以下の結果を得た。(1)熱弾性および熱弾塑性応力場では、J(J)は経路独立性が成立せず、解析評価が困難であり、適用できない。これはJ積分が、弾性応力場で定装されたことによる。(2)Jhat(Jhat)は熱弾性および熱弾塑性応力場でも経路独立性が成立し、解析評価が可能であり、適用可能性が大きい。これはJhat積分が、より一般的な応力場で定義されたことによる。(3)Jhat、熱弾性K、き裂先端近傍の応力(ひずみ)範囲、き裂断面リガメントの正味(曲げ)応力範囲Sn、これらは共通の2時点問でほぼ最大値をとる。(4)Jhatを用いたき裂進展シミェレーションは試験結果に良く対応している。(5)これらの解析結果から、複雑な熱弾塑性荷重サイクルを受けるき裂付き構造物の破壊力学解析および評価において、Jhat(Jhat)が、き裂先端領域の応力(範囲)、ひずみ(範囲)、リガメントの正味断面応力(範囲)およびき裂進展カなどの力学情報を代表する単一の破壊カ学パラメータとして有力であることが示された。
村松 壽晴
PNC TN9410 94-205, 114 Pages, 1994/07
炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が原子炉の炉心出口近傍に発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が、炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、集合体出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過する際に、冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播すると、その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速増殖炉では、高い熱伝導率を持つ液体金属ナトリウムの性質から大きな熱疲労の発生が懸念されている。高速原型炉「もんじゅ」では、炉心出口近傍に位置する各種構造物をサーマルストライピングによる熱疲労から適切に保護するため、高温・高サイクル疲労強度に優れたALLOY 718を使用している。この保護部材は、基本的に最大温度ゆらぎ振幅が30度Cを上回る全ての範囲に適用されている。本報では、熱疲労の発生原因である温度ゆらぎ振幅の低減化方策を、高速原型炉「もんじゅ」の炉心上部機構領域を対象として解析的に検討を行い、上部支持板の設置高さと燃料集合体-制御棒集合体間での流量比を調節することにより、ALLOY 718を適用すべき空間(最大温度ゆらぎ振幅
30度C)を1/10以下とすることが可能であることを確認した。