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森 隆*; 島田 貴弘*; 茂木 春樹*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*; 山本 智彦; Yan, X.
Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 9 Pages, 2025/07
Floating-type nuclear plants have been studied and in some cases deployed as marine systems. Although horizontal components of seismic waves may be naturally isolated from the floating plant due to little transfer of shear forces in water, the vertical component can propagate through water to the plant from the seafloor in what is called a "seaquake" phenomenon. The concept of a Floating Seismic Isolation System (FSIS) has been proposed by the authors. The FSIS is a unique seismic isolation mechanism having a number of cavities and orifices embedded in the bottom of the floating structure. The cavity is designed to reduce the peak vibration response of the structure to vertical seismic input, whereas the orifice is used to add damping for residual vibration reduction. The demonstration test to verify the seismic isolation performance of FSIS has been completed on the 3D Full-Scale Earthquake Testing Facility called "E-Defense" in Japan. The test model is a 1/15 scale mockup down-sized by similarity from an FSIS-paired small module reactor (SMR) plant design for floating in a pool. The peak acceleration input is up to 1.3G horizontally and 1.0G vertically, and three sets of frequency response spectra must be determined from the most significant earthquakes recorded in Japan. This paper presents a post-test analysis of the measurements and evaluation of the seismic isolation potential of the FSIS. The results presented herein support that the FSIS can reduce seismic responses of a floating nuclear reactor plant by substantial levels in horizontal and vertical directions.
山本 智彦; 今井 良行; 丸藤 崇人; 赤坂 尚昭; Yan, X.; 大谷 章仁*; 甲斐 聡流*; 森 隆*; 魚路 知生*; 上野 智裕*; et al.
Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 7 Pages, 2025/07
A new seismic isolation concept called Floating Seismic Isolation System (FSIS) has been proposed that is designed to reduce both horizontal and vertical earthquake motions. The 3-dimensional seismic isolation system is primarily intended for SMR-class nuclear power plants. The FSIS is essentially a floating platform structure that embeds a number of air cavities and orifices at the bottom. In principle, the cavity acts to reduce peak vibration response of the structure to vertical seismic input whereas the orifice adds damping for residual vibration reduction. In our past studies, the vertical excitation tests using a small-scale model simulating a floating seismic isolation building were carried out. The test results showed that the air cavities and the orifices can reduce the response of the structure to vertical seismic motions and that the seismic isolation and damping effects due to the structure are significant. In the present study, the authors conducted a series of large-scale shaking tests using the 3D Full-Scale Earthquake Testing Facility called "E-Defense" in Japan. The experimental model is a 1/15 scale mockup down-sized by similarity from a FSIS-paired SMR plant design for floating in a pool. The objective of the experiment is to produce a complete set of data required for verification of the system performance and for validation of the analysis methods for the design of FSIS-paired SMR plants. This paper describes the similarity design of the large-scale experiment, the series of shaking tests performed, and the key measurements.
森 隆*; 島田 貴弘*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*; 山本 智彦; Yan, X.
Proceedings of the ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 8 Pages, 2023/07
Experiment of a floating seismic isolation technology for application to small modular reactor (SMR) is conducted on a small-scale apparatus. The SMR is assumed to be located on land rather than offshore, and installed on a newly proposed floating structure in a pool. The floating structure is designed acts to mitigate the propagation of the horizontal component of seismic motion between the ground and the SMR buildings, and to reduce the excitation force on the buildings caused by the vertical wave propagation through water of vertical seismic motion. The floating structure was designed to have a gaseous space called Air Cavity and orifice at the bottom of the structure. Experiment is conducted to verify the effect of the floating structure on reduction to vertical seismic motions. The results demonstrate the effectiveness of the Air Cavity and orifice to reduce response during vertical earthquake motion, and those method is more reduce response than Compared to using only Air Cavity. Thus these method were founds an isolating effect against vertical seismic motion, and it is considered that result in this study will help SMR.
前原 直; 森山 伸一; 三枝 幹雄*; 杉本 昌義
JAERI-Research 2005-007, 11 Pages, 2005/03
JAERI-Research-2005-007.pdf:2.59MB
IFMIF(国際核融合材料中性子中性子照射施設)用RFQ(高周波四重極加速器)のためのオリフィスを設計及び製作し、低電力による高周波特性の評価を行った。その設計されたオリフィスは、RFQモックアップモジュールに取付け、四重極運転モードTE
に対する共振周波数及びキャビティ間の位相差を測定した。この結果、オリフィスのスリット方向をRFQ壁に流れる電流方向と同じにした条件では、高周波特性はオリフィスによる影響を受けないことが判明した。これらの設計されたコンダクタンスは、221から240liter/secであり、IFMIF RFQにおける4.1mのセントラルモジュールに4個のオリフィスを設けることにより、5
10
[Pa]レベルの真空度を達成できる結論を得た。
井口 正; 浅香 英明; 中村 秀夫
JAERI-Research 2002-006, 152 Pages, 2002/03
JAERI-Research-2002-006.pdf:5.52MB
筆者らは、BWR炉心での核熱水力不安定性の機構を解明するために、THYNC実験を行っている。THYNC実験では、実炉の炉心流動を忠実に模擬すべく、試験部出口にオリフィス抵抗体を、試験部内に丸セル型スペーサを設置している。THYNC実験データの解析には、オリフィス抵抗体やスペーサの流動抵抗を知っておく必要がある。そこで、THYNC試験装置のオリフィス抵抗体及びスペーサの単相流時及び二相流時の流動抵抗を測定した。その結果を用いて、流動抵抗のパラメータ依存性を検討した。併せて、分離流などの基本的な二相流モデルの二相流増倍係数に対する適用性を検討した。その結果、以下のことがわかった。(1)単相流時の流動抵抗は、Re数の関数として、圧力,質量流束の影響を表現できる。また、流動抵抗の予測には、従来の予測法により、流動抵抗を精度よく予測できる。ただし、スペーサについては、流路占有率などの複雑な形状依存性があるため、流動抵抗の高精度の予測には、実験で実験定数を定める必要があった。(2)二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力2MPa~7MPaでは線型関係とみなせる。二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力,形状に依存し、質量流束の影響は小さい。(3)オリフィス及びスペーサの二相流増倍係数は、分離流モデルで
20%の精度で予測できる。適用範囲は、圧力2MPa~7MPa,質量流束133kg/m
s~667kg/msである。一方、均質流モデルでは、実験定数を導入しないと高精度の予測はできない。形状に依存した実験定数を導入することにより、20%の精度で予測できる。
与能本 泰介; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 村田 秀男
JAERI-M 85-151, 216 Pages, 1985/10
本報は、ROSA-IIII装置を用いて行われたRUN928の実験結果について記述したものである。本装置は、電気加熱ヒーター、破断模擬部、緊急炉心冷却(ECCS)を有する体積比(1/424)のBWR/6型原子炉模擬装置である。RUN928は、HPCSディーゼル発電機の故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管における50%破断実験であり、破断口形状感度実験のひとつとして行われた。のど部の長いノズルが破断口として用いられた。被覆管表面最高温度(PCT)は、888Kであり、破断後198秒の再冠水期に記録された。全炉心はECCSにより完全にクエンチされECCSの有効性が確認された。 本報では、RUN928の実験結果が破断ロとしてオリフィスを用いた50%スプリット破断実験であるRUN916の実験結果と比較されている。RUN928の炉心の露出開始は、サブクール水の破断流量が少ないためRUN916の場合より少し遅くなった。しかしながら、炉心露出期間は両実験においてほぼ同じであった。RUN928のPCTはRUN916より29K高かった。
鈴木 勝男; 島崎 潤也
JAERI-M 83-191, 22 Pages, 1983/11
本報告書は、流量調節領域出口ガス温度を一定にするオリフィス装置の制卸方式を実験炉を運転する観点から検討し、その結果をとりまとめたものである。
松本 暢彦*; 亀岡 利行*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 宮 健三*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(6), p.397 - 403, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス冷却実験炉に用いられている高温断熱システムについて、冷却材圧力の急速減少時の断熱層内ガスの非定常挙動を実験的に研究した。断熱構造物システムにおける急速減圧特性を、繊維質断熱材が充てんされた容器から均圧孔を通して断熱層内のガスを主流へ噴出する単純なモデルにおき替えて、急速減圧時の容器内の軸方向と主流の圧力変化を減圧率,均圧孔径,断熱材充てん密度をパラメータとして実験により調べた。断熱層内と主流との圧力差について主に述べている。また、解析結果と比較し、両者がほぼ一致することが明らかとなった。
安達 公道
日本原子力学会誌, 16(6), p.322 - 329, 1974/06
軽水炉冷却材喪失事故における、破断口からの流出流量を算出するために用いられる、薄刃オリフィスの二相流出係数C
の値を、ROSA-I実験のデータにもとずいて実験的に決定した。Cと高圧貯槽クオリティX
との関係は、X
0の領域では、Xに無関係に、与えられたオリフィス口径Dに対応して一定値となるのに対して、X=0の領域では、Xの減少と共に、Cが急激に増大して、最大1.5にも達することが確められた。ただし何れの領域でも、Dが大きいほど、Cは小さくなった。この理由としては、X0の領域では、オリフィス直下流部での縮流の影響と共に、第2弾で指摘した、蒸気相のきつい過冷却現象の影響が挙げられ、とくに後者が支配的であると思われる。また、X=0の領域では、発泡の核となる気泡が不足するために、急激な減圧に蒸気発生が十分追従できないことの影響が考えられる。
山本 智彦; 今井 良行; 丸藤 崇人; 赤坂 尚昭; Yan, X.; 大谷 章仁*; 甲斐 聡流*; 森 隆*; 魚路 知生*; 上野 智裕*; et al.
no journal, ,
小型原子炉(SMR)を対象とした新たな免震機構として浮体式免震装置(Floating Seismic Isolation System: FSIS)の開発を実施している。FSISは底部にAir CavityとOrificeを設けた浮体式プラットフォーム構造であり、それらの構造によって、構造物の垂直方向の地震動に対する応答を低減できること、そして構造物による免震効果と減衰効果が期待できる。本発表においては、防災科学技術研究所が所有する3次元実物大地震試験施設「E-Defense」を用いた実証試験について述べる。
