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報告書

炉心槽内自然対流に関する研究; 鉢巻型スペーサパッド形状における水試験及び解析

林 謙二; 川又 伸弘; 上出 英樹

JNC TN9400 2003-043, 64 Pages, 2003/03

JNC-TN9400-2003-043.pdf:2.67MB

崩壊熱除去系としてDRACS(Direct Reactor Auxiliary Cooling System)を採用し、炉容器上部プレナムに冷却器、(DHX : Dipped Heat Exchanger)を配置した高速増殖炉において、自然循環状態で崩壊熱除去システムを作動させた場合に、炉心槽内にDHXからの低温流体が入り込み、燃料集合体間の隙間を自然対流し、ラッパー管外面から燃料の崩壊熱を除熱するインターラッパーフロー(IWF : lnter-wrapper Flow)が起きると考えられている。燃料集合体のラッパー管に取り付けられるスペーサーパッド形状が、IWFによる炉心冷却に及ぼす影響を把握するために1/12 セクター部分モデルの水流動試験装置(TRIF : Test Rig for Inter-wrapper flow)を用いた自然循環試験を実施した。また、汎用3次元熱流動解析コードAQUAを用いた解析手法のインターラッパーフローヘの適用性を確認するための実験解析を実施した。これまでにボタン型パッドを用いた試験を実施しており、ここでは、鉢巻型スペーサパッドを取り付けた体系におけるラッパー管表面の熱流束及び炉心槽へ入り込む冷水のフローパスをパラメータにした自然循環の温度分布測定試験を行った。炉内冷却器作動時にレダンと炉心槽を結ぶ専用流路、並びにコアフオーマに設けた孔から冷水が炉心槽に多く入り込み、これらのフローパスが炉心冷却に有効であることが分かった。ボタン型スペーサパッド体系での試験結果との比較によると、ボタン型スペーサパッドでは、前述のフローパスを設けなくても、パッド部隙間からの冷水の入り込みが多いため炉心冷却には有効であるこが分かった。また、汎用3次元熱流動解析コードAQUAを用い集合体並びに隙間部を矩形メッシュで模擬した実験解析を行った。パッド隙間部における圧力損失係数及びラッパー管摩擦損失係数を適切に選定することにより、炉心部の一部を除き、いずれの実験ケースともに温度分布を再現でき、インターラッパーフローの熱流動解析に適用できることが分かった

報告書

サーマルストライピングに関する実験研究; 流体-構造間における温度変動の伝達挙動の評価

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 2002-059, 70 Pages, 2002/09

JNC-TN9400-2002-059.pdf:2.98MB

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考慮し、温度変動の減衰を取り込むことで、安全性を確保した合理的な設計が可能となる。本研究では、流体から構造材への温度変動の伝達特性に着目した平行三噴流ナトリウム試験を実施し、非定常熱伝達挙動の定量化を行った。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実施した。また、片側の高温噴流を止めた二噴流体系での試験も実施した。試験パラメータは、噴流の吐出速度とした。流体から構造材へ温度変動が伝達する際に、変動の周波数が高くなるにつれて、温度変動強度が減衰することを定量的に明らかにした。また、構造材へ温度変動が伝達する際の時間遅れは、噴流の吐出速度が大きくなるにつれて小さくなることがわかった。また、流体から構造材への非定常熱伝達挙動は、時間的に一定の熱伝達率で整理することが明らかとなった。熱伝達率は、噴流の吐出流速比によって異なるフローパターンによらず、Peclet数の0.8乗で整理できることがわかった。

報告書

高速炉構造材料の高サイクル疲労特性(1)

鬼澤 高志; 加藤 章一; 長谷部 慎一; 吉田 英一

JNC TN9400 2002-028, 65 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2002-028.pdf:5.81MB

物質表面にレーザ光線を照射することにより、表面を急速に加熱して、溶融、蒸散させることが出来る。このプロセスを利用して汚染された機器表面の除染を行うレーザ除染技術を開発している。これまでに、 ノーマルパルスYAGレーザによる除染試験を実施した結果、150$$mu$$m異常表面層を研磨しても、放射性核種が残留していることがわかった。このために、レーザ除染時の溶融によって放射性核種が残留していることがわかった。このために、レーザ除染時の溶融によって放射性核種が金属中に残留している深さを確認するため、ノーマルパルスYAGレーザを照射した試験片を用いて試験を行った。 試験結果は以下のとおりである。1)マイクロスコープによる試験片の断面観察では、凹凸の幅は200$$mu$$m$$sim$$500$$mu$$mであった。また、溶融の際に、生じたドロスの再付着による物と思われる付着物が存在していた。2)蛍光X線分析装置を用いた金属組成分析では、アシストガスにAirを用いた試験片にCrの偏析が観察された。 アシストガスにArを用いた試験片には偏析は観察されていない。3)イメージングプレート、オートラジオグラフィによる試験片の観察では、明確な分析は確認できなかった。しかし、放射性核種は表面から約500$$mu$$m以下のごく表面のごく一部の範囲に存在していることは観察できた。4)試験片の段階研磨とGe測定器による放射線量測定試験からは、アシストガスにArを用いた試験片では120$$mu$$m、アシストガスにAiを用いた試験片では300$$mu$$m深さまで汚染が取り込まれているいることが確認できた。

報告書

燃料集合体内の混合特性に関する実験研究-径方向流れが強調された体系での加熱ピン廻りの温度場-

宮越 博幸; 上出 英樹; 田中 正暁; 山本 和弘

JNC TN9400 2002-027, 78 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2002-027.pdf:2.82MB

高速炉の経済性を工場させる方策として燃料の高燃焼度化が挙げられる。しかし、燃料の高燃焼度化に伴う燃料ピンやラッパ管の照射変形が集合体内の熱流動特性に及ぼす影響については、検討がまだ十分ではない。本研究では、変形ピンバンドル内の熱流動評価手法の確立の一環として、大型炉と同等のピン径およびピンピッチを有するワイヤスペーサ型の37本ピンバンドル体系模擬燃料集合体の一辺に沿って、周辺2列の14サブチャンネルにポーラス状閉塞物が組み込まれた試験装置を用いて、径方向流れが強調された体系での、集合体内混合現象の把握と解析手法開発のための検証データを得ることを目的としたナトリウム試験を実施した。試験では、集合体内の閉塞物との相対位置が異なる 7本のピンを個別に加熱した場合の温度場、ならびに試験体流入量とピン発熱量をパラメータとして出力・流量条件の依存性を確認した。試験の結果、閉塞物上流にはこれを避ける水平方向流れが生じ、この流れが集合体内の温度分布に大きな影響を及ぼすことが分った。閉塞物を避ける水平方向流れは、閉塞物設置断面(-0.125$$leqq$$Z*$$leqq$$-0.0125)から閉塞物下流(Z*$$>$$0.0)を試験体中心に向かって斜めに上昇する。この水平方向流れで温度分布に影響を受ける範囲は閉塞物周辺の領域に限定されることが分った。加熱ピン周辺のサブチャンネルの軸方向温度分布から閉塞物を避ける流れとワイヤスペーサに沿うスワールフローがともに温度分布に影響を与えていることがわかった。試験ではパラメータとした50%と15%の出力・流量条件では、集合体内の温度分布に与える影響は限定的なものであった。ここで得られた試験データは、燃料集合体内熱流動解析手法の開発・検証に反映される。

報告書

配管合流部の混合現象に関する研究 -流体内温度測定試験結果-

五十嵐 実; 田中 正暁; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹

JNC TN9400 2002-026, 90 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2002-026.pdf:7.09MB

温度の異なる流体が混合することによって発生する温度変動により、構造材内部に熱疲労が発生する現象(サーマルストライピング現象)を評価することは重要な課題である。核燃料サイクル開発機構では、設計に適用できる評価ツールを構築するために実験及び解析ツールの整備を実施している。 T字管体系の配管合流部におけるサーマルストライピング現象に関しては、評価ツールの具体化及び混合現象を解明するために、長周期温度変動水流動試験(WATLON:Water Experiment of Fluid Mixing in T-pipe with Long Cycle Fluctuation) を実施している。本研究では、配管合流部における詳細な温度分布を測定するために、熱電対ツリーによる 3次元温度計測を実施した。可視化試験の結果から、流入条件の違いにより噴流形態を 1)衝突噴流 2)偏向噴流 3)再付着噴流 4)壁面噴流に分類できることがわかっている。今回の流体温度測定試験では各噴流形態での温度変動挙動に着目して計測を実施した。試験の結果から、温度変動挙動の空間分布は主/枝配管の運動量比が同じであれば、ほぼ同様の分布を示すことがわかった。温度変動強度は枝配管噴流の境界部で大きくなり、この場所では温度変動の卓越周波数がSt=0.2となり、枝配管噴流を柔な構造物としたカルマン渦的な渦が発生していることが示された。また、壁面近傍において計測時間内での変動の最大振幅値である$$Delta$$Tp・pと温度変動強度(Trms)を比較すると,空間分布はほぼ同様の傾向を示しており、値も$$Delta$$Tp・pは温度変動強度の約6倍(3$$sigma$$)の中に収まることが確認できた。

報告書

サーマルストライピング現象における流体内混合に関する研究; 噴流間混合の乱流特性に対するDNSの摸擬性評価

木村 暢之; 三宅 康洋*; 長澤 一嘉*; 五十嵐 実; 上出 英樹; 菱田 公一

JNC TN9400 2001-132, 67 Pages, 2002/02

JNC-TN9400-2001-132.pdf:2.79MB

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。本研究では、平衡三噴流水試験体系による噴流間の流体混合現象に対して、DINUS-3コードを用いた直接シミュレーション(DNS)による模擬性の評価を行った。実験では、熱伝対による温度場計測に加え、粒子画像流速計測法(PIV)による温度場計測による乱流量を求め、DNSとの比較を実施した。試験条件は、三本の噴流吐出速度を0.5m/sで同じとし、噴流間の吐出温度差は5$$^{circ}C$$とした。その結課、DNSにより、時間平均温度場・速度場に対し、噴流間に形成される渦の構造を含め、実験結果を十分に再現できることが明らかとなった。また、乱流量に対しては、DNSは実験を課題評価していたが、速度変動の確率密度関数のプロファイルは、実験と解析でよく一致していた。また、DNSによる解析によって得られた速度変動の水平成分と鉛直変動の結合確率密度関数の形状は、実験で得られたものと同じプロファイル形状を示した。これらの結果から、噴流間の流体混合現象について、DNSにより乱流特性を含めて良好に再現できることがわかった。

報告書

原子炉構造コンパクト化のための炉内流動安定化方策の検討; 炉内流動の可視化

佐藤 博之; 五十嵐 実; 木村 暢之; 上出 英樹

JNC TN9400 2002-020, 70 Pages, 2002/01

JNC-TN9400-2002-020.pdf:8.62MB

実用化戦略調査研究において、ナトリウム冷却ループ型高速炉の経済性向上の観点から炉容器のコンパクト化が検討されている。本報告書は、炉容器コンパクト化のための炉上部機構簡素化の一方策として考えられている「切込みを有するコラム型 UIS(炉心上部機構)」を採用した際の炉内流動の可視化試験により把握したものである。本研究では、「切込みを有するコラム型 UIS」の切込み部を通る冷却材の流れおよび炉上部プレナム内の基本的な挙動を把握するために、水を動作流体として用いた1/20スケールの可視化試験装置を作成し、流動化しか試験を行った。試験では、水にトレーサー粒子を混入し、切込み部およびディッププレート下面部にNd-YAGレーザを光源とするスリット状のパルスレーザを照射することにより、トレーサー粒子に当たったレーザを CCDカメラで撮影し流況の撮影を行った。撮影画面からは、粒子画像流速測定法 (PIV)によって定量的な流速ベクトルを求めた。また、ビデオカメラによる定性的な可視化観察も行った。その結果、1)切込みを有するコラム型 UISを内蔵する炉容器内(レファレンスのケース)の切込みを通る流れは、その大部分が UIS内部を通過してD/P下面に直接到達する。切込みの反対側はD/Pに到達する前にほとんど炉壁側に向かう流れになる。 2)PIVによる速度場測定により、可視化による観察結果と基本的に整合した流速分布が効率的に得られる。3)バッフル板の間隔や形状により、切込み部を通る噴流の制御ができることを確認した。

報告書

自然循環時燃料集合体内熱流動現象の予測評価-側面からの冷却の影響-

川又 伸弘; 上出 英樹

JNC TN9400 2001-126, 88 Pages, 2001/10

JNC-TN9400-2001-126.pdf:1.57MB

実機規模の大型燃料集合体について、インターラッパフェローあるいは集合体間熱移行によって冷却される場合の熱流動現象を予測評価するために、自然循環に相当する条件にて解析を行った。対象は 217本ピン束の炉心燃料集合体で、汎用 3次元熱流動解析コードAQUAを用いて解析した。解析手法は、 3本の燃料ピンに囲まれたサブチャンネルに 1つのコントロールボリュームを割り当てるスタガートハーフピンメッシュ分割とサブチャンネル解析コード用に開発された軸方向流動抵抗相関式を組み合わせたもので、これまでに側面から冷却される条件を含め、37, 61,169ピン束集合体の実機データにより検証してきている。予測解析の結果、次の知見を得た。1)大型燃料集合体であっても、ラッパー管壁を通して側面から冷却されれば、集合体内の最高温度は低下する。低下の傾向は、出力/流量条件の影響を含めて、 浮力パラメータGr*/Reと壁面熱流束比 q"wall/pinを用いて整理できる。2)集合体内の水平方向温度分布は、 集合体の出力/流量条件、側面からの徐熱量に依存して変化する。 断面平均温度に対する最高温度の比であるピーキングファクターについて、集合体内の浮力の強さを示す浮力パラメータGr*/Reを用いることで、出力、流量依存性を整理して評価できる。一方、ラッパー管壁近傍の温度については、浮力パラメータでグルーピングすることにより、壁チャンネルファクターと壁面熱流速比で整理できる。3)これまでの実験結果との比較では、217本ピンの大型バンドルは37本ピンバンドルより、ピーキングファクターは大きく、 壁サブチャンネルファクターは小さいことがわかった。4)壁面からの徐熱が軸方向に一様でなく、軸長の上半分のみが冷却される条件について検討した結果、ピーキングファクターおよび壁サブチャンネルファクターについて、平均の熱流速を用いて整理できることが分った。

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