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高屋 茂; 藤崎 竜也*; 田中 正暁
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 5 Pages, 2016/07
原子力機構では、現在、先進ループ型ナトリウム高速炉の研究開発を行っている。原子炉冷却系は、経済性向上の観点から簡素化が図られているが、その結果、ホットレグ配管における流速の増加やエルボ近傍での乱流が設計上の課題として挙がっている。配管内部の流れは、配管入口部の影響を受けるため、上部プレナムを含めた検討が重要となる。本研究では、上部プレナムとホットレグ配管を結合した統合モデルと乱流解析手法であるURANSを用いて、ホットレグ配管エルボ下流における乱流の解析を実施した。解析結果は、1/3縮尺の配管単体を用いて実施した整流、旋回流及び偏流条件での水試験の結果と比較した。全体として、解析結果は、偏流試験の結果と類似しており、今後より詳細な検討が必要であるものの、実機体系における偏流と旋回流のカップリング効果は小さいことが予測された。
大木 裕*; 岡野 靖; 山口 彰
JNC TN9520 2004-002, 39 Pages, 2004/06
多相・多成分系化学反応計算プログラムGENESYSに関する、操作マニュアル及び化学物性値などの取扱い説明書を作成した。
木村 暢之; 三宅 康洋*; 宮越 博幸; 長澤 一嘉*; 五十嵐 実; 上出 英樹
JNC TN9400 2003-077, 96 Pages, 2003/06
高速炉において、温度の異なる流体が混合し、その際に発生する温度変動が構造材へ伝わることにより、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)の評価手法を確立することは重要である。サーマルストライピング現象の評価において、流体中での温度変動特性、流体から構造材への温度変動の伝達特性、構造材中の温度変動の伝播特性を取り込んだ上で、構造健全性を評価することで、安全性担保と合理的な設計が可能となる。 高速炉の冷却材として検討されているナトリウムに比べ、一般産業で多く使用される水では、熱伝導率が約1/100であることから、温度変動特性が異なると考えられる。そこで、本研究では、3本鉛直壁噴流体系のナトリウム試験と水試験をほぼ同一の寸法形状で実施し、ナトリウムと水の物性の違いによる噴流間混合現象への影響を評価した。試験パラメータとしては、水試験をリファレンスとし、ナトリウム試験において、流速を同じにしたケースとRe数を同じにしたケースの2ケース行った。また、噴流の混合形態の異なる条件として3本の噴流の吐出速度が等速条件、非等速条件、ならびに1本の噴流の流速をゼロとした2噴流条件の3パターン実施した。 その結果、各噴流条件ともナトリウムの方が水に比べて、噴流間の流体混合が発生する領域が下流側になることが明らかとなった。また、温度変動のパワースペクトル密度(PSD)は、流速一致条件でナトリウムと水の結果が一致した。壁面近傍では、水に比べて、ナトリウムの温度変動のPSDは低周波数成分側が小さくなることがわかった。構造材の疲労損傷を評価する上で重要な変動の振幅とその頻度を分析する上で、流体温度変動の波形分析(レインフロー法)を行った結果、全体的な傾向はナトリウムと水で一致した。 これらのことから、温度変動の空間分布、周波数および振幅に関して、同一寸法形状、流速一致条件での水試験により得られた結果を使用して実機を評価できる見通しが得られた。
高田 孝; 山口 彰; 橋本 昭彦*
JNC TN9400 2001-086, 60 Pages, 2001/09
液体金属を作動流体とした伝熱流動場の数値解析手法の妥当性を評価するために、IAHR(International Association of Hydraulic Engineering and Research)内のFluid Phenomena in Energy Exchange sectionで実施されているIWGAR(International Working Group of Advanced Nuclear Reactor Thermal hydraulic)ワーキンググループの第10回meeting(in Obninsk,July 2001)でNaKを用いたADSターゲットモデル実験のベンチマーク問題が取り上げられ、AQUA及びFlUENTコードによるベンチマーク計算を実施した。その結果、以下が明らかとなった。・整流版(Distributing guid)での流量配分が模擬ターゲット(Membrane)近傍の冷却材温度及び温度変動成分に与える影響は大きく、 模擬ターゲット中心部への冷却材の流入量が増えるにつれ、冷却材温度並びに温度変動成分は急速に減衰する傾向であった。 ・整流版以降に関しては、冷却材温度変動成分を若干高めに評価するものの概ね実験結果と解析結果とは一致していた。また流量配分に関する傾向としては、中心部への流入量が増加するにつれ中心部からの周囲への温度及び温度変動成分の拡散が抑制される傾向であった。 ・FLUENTコードでは中心部への冷却材流入量が多く、整流版以降の冷却材挙動に関し拡散を過小仮称評価する傾向であった。ただし、同様の傾向(中心部流入量が増加すると、整流版下流域での拡散が低下する)はAQUAコードでも確認された。 ・本ベンチマーク計算では、乱流モデルの有無による冷却材温度分布の差異がそれほど見られなかった。これは低Pr数流体であることと、それほど発達した乱流場では無かったことが理由と考えられる。
木村 暢之; 宮越 博幸; 三宅 康洋*; 五十嵐 実; 上出 英樹
JNC TN9400 2001-063, 338 Pages, 2001/03
高速炉において、温度の異なる流体が混合することにより発生する温度変動が、構造材に伝達することによって、構造材に高サイクル熱疲労をもたらす現象(サーマルストライピング現象)を定量的に評価することは重要である。サーマルストライピング現象を評価する上で、流体の混合による温度変動発生挙動、発生した温度変動の構造材近傍での減衰挙動、流体から構造への温度変動の伝達挙動を明らかにし、温度変動の減衰を取り入れることで、過剰な保守性をもたせることなく、より柔軟で合理的な設計が可能となる。本研究では、流体中で発生する温度変動挙動、流体から構造材および構造材中の温度変動伝達挙動を明らかにするために、平行三噴流ナトリウム試験を実施した。試験は、中央の噴流を低温、左右の噴流を高温に設定し、噴流が壁面に沿って流れる体系で行った。3本の噴流の吐出速度比を固定し、噴流吐出速度を変化させた場合、噴流吐出速度が小さくなるにつれて、壁面近傍での温度変動強度が低下した。また、噴流吐出速度を基にしたStrouhal数により、流体中の温度変動スペクトル密度が整理できることがわかった。また、本試験範囲での流体中での温度変動挙動は、噴流吐出温度差およびバルクの温度に依存してしていなかった。壁面近傍の温度変動強度は、壁面から最も離れた位置での温度変動強度に比べて、8割程度に減少していた。ランダム波による構造材中の温度変動に対しては、単一波の非定常熱伝導方程式の重ね合わせにより予測できることを確認した。この結果を基に、壁面表面に埋め込まれた熱電対の信号から壁面の表面での変動特性を推定した。流体から構造材への温度変動の伝達関数により、温度変動の周波数が高くなるにつれて、流体から構造への温度変動の伝達過程での減衰が大きくなることがわかった。また、噴流の吐出速度が大きくなるにつれて、温度変動の伝達過程での減衰が小さくなることがわかった。また、流体の温度変動は、流体側の条件によらず、周波数の1乗に比例した位相の遅れをもって構造材に伝達されることが明らかとなった。