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論文

The Effect of profile of inlet velocity on the pressure fluctuation on the inside wall of short-elbow

小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11

The flow induced vibration (FIV) is concerned at the hot-leg piping of JSFR because of large Reynolds number in it. The pressure fluctuation in the piping causes FIV as the excitation force, which relates to velocity fluctuation. In this study, the measurement of pressure fluctuation in the elbow piping revealed that inlet velocity condition affect to the area of separation flow and the pressure fluctuation generated by the traversing of separation region. And, the measurement revealed that the pressure fluctuation with higher frequency significantly attenuated during the flow passed in the elbow.

論文

Study on oscillated flow around excited cylinder using built-in electromagnetic flowmeters

近藤 昌也; 安濃田 良成

Emerging Technologies for Fluids, Structures and Fluid-Structure Interaction, 2001 (PVP-Vol.431), p.111 - 117, 2001/07

クロスフローによって振動している円柱について、円柱近傍の変動流の流速を円柱中に組み込んだ電磁流速計を用いて測定した。そして、変動流の位相と円柱のインライン方向変位の位相とを比較した。比較の結果、(1) 変動流に含まれる交互渦の周波数成分の位相は、円柱のインライン方向変位の位相に対して、ある一定の関係を成していること、(2) その関係は、インライン振動の2つの励振域に挟まれた流速範囲(安定域)と、交互渦のロックイン振動が生じている流速範囲(第2励振域)とでは異なること、(3) 円柱の両側の変動流の位相は、円柱の振動周波数では同位相、交互渦の周波数では逆位相であることを明らかにした。(1)及び(2)の結果は、インライン振動の平均振幅の大きさの変化に交互渦が影響しているという著者らの主張を裏付けるものとなった。

報告書

ヘリカルコイル型熱交換器における伝熱管群の流体励起振動挙動と流動伝熱特性に関する研究

稲垣 嘉之

JAERI-Research 97-069, 31 Pages, 1997/10

JAERI-Research-97-069.pdf:1.02MB

HTTRのヘリカルコイル型中間熱交換器(IHX)の伝熱管群の流体励起振動挙動、並びに圧力損失、伝熱特性をIHXの実寸大部分モデル試験装置を用いて明らかにした。試験モデルは、3層54本のヘリカルコイル伝熱管群とセンターパイプを模擬したもので、試験流体には空気を用いた。流体励起振動に関しては、伝熱管破損の主原因となる流出渦による振動及び伝熱管群の流力弾性振動について評価を行った。その結果、伝熱管群はセンターパイプと連動した振動が主であること、さらに振動による振幅も0.1mm以下と微小なものであり、IHXの運転条件下では伝熱管破損の原因となるような振動が生じていないことを明らかにした。流動伝熱特性については、伝熱管外の強制対流による伝熱及び圧力損失についての実験式を導出した。ヌセルト数についてはRe$$^{0.56}$$、抵抗係数についてはRe$$^{-0.14}$$に比例する相関式が得られた。さらに、熱放射板による伝熱促進効果を定量的に明らかにした。

報告書

もんじゅ温度計ウェルの流動励起振動に関する水流実験

安濃田 良成; 黒田 猛*; 近藤 昌也; 村田 秀男

JAERI-Tech 96-028, 71 Pages, 1996/06

JAERI-Tech-96-028.pdf:3.04MB

平成7年12月6日、動力炉・核燃料開発事業団の高速増殖原型炉もんじゅの2次主冷却系においてナトリウム漏洩事故が発生した。漏洩は2次主冷却配管に設置された温度計ウェルの先端部が折損し生じたものであるが、折損の原因は後流渦による流動励起振動によるものと考えられている。原研では、科学技術庁原子力安全局の「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」による原因究明に資するため、温度計ウェルの流動励起振動に関する水流実験を行った。実験は、もんじゅ温度計ウェルが使用された条件を含む広範な条件について実施し、後流渦パターンとウェルの振動モードとの関係、及び変位応答における減衰パラメータの影響を明らかにした。

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