電力中央研究所

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

T00048

タイトル(和文)

十字型管群の流力振動特性 -直交流に対する振動基本特性の解明-

タイトル(英文)

Flow-Induced Vibration Characteristics of Cross-Shaped Tube Bundle (Clarification of Basic Vibration Characteristics in Cross Flow)

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

将来型軽水炉ではプラントのコンパクト化等により、十字型管群構造物の採用が検討されている。その流力振動特性はよくわかっていない。そこで比較的流力振動が発生しやすい直交流中の振動形態を縮小スケールの実験により調べた。十字管に作用する流体励振力の測定結果より、振動振幅の予測に使用可能な無次元相関式を提案した。流体励振力のパワースペクトル密度には渦励振に特有なピークはみられず、渦励振は発生しにくい見通しを得た。十字管群の振動応答実験より、無次元流速がある値以上でねじりモードの自励振動が発生しうることを見いだした。以上の結果を活用すれば、直交流中の十字型管群の流力振動特性を予備的に調べることが可能である。今後は自励振動の発生限界流速について、曲げ振動の限界流速、配列やレイノルズ数の影響等、より詳細な特性を実験的に調べていく予定である。

概要 (英文)

The applicability of the cross-shaped tube bundle is examined for the reason of making the plant compact in the next generation LWR. The flow-induced vibration characteristics are not understood well. So, the vibration characteristics in the cross flow, where the vibration amplitude was said to be relatively large, was examined by small-scale experiments. The dimensionless correlation equation of fluid excitation force acting on the cross-shaped tube was proposed, which was able to be used to evaluate the vibration amplitude. Since a typical peak to the vortex induced vibration was not seen in the power spectral density of the fluid excitation force, the vortex-induced vibration could not be generated. The self-excited vibration of the torsional mode was found to be generated from the vibration response experiment of the cross-shaped tube bundle when reduced flow velocity was above a certain value. If the above-mentioned results are used, the flow-induced vibration characteristics of cross-shaped tube bundle in the cross flow can be preliminary evaluated. More detailed characteristics of the critical flow velocity of the bending vibration, the configuration of the bundle, and the influence of the Reynolds number, etc. will be examined experimentally for the self-excited vibration in the future.

報告書年度

2000

発行年月

2001/04

報告者

担当氏名所属

稲田 文夫

狛江研究所原子力システム部

安尾 明

狛江研究所原子力システム部

西原 崇

我孫子研究所水理部

米田 公俊

狛江研究所原子力システム部

田中 伸和

我孫子研究所水理部

キーワード

和文英文
将来型BWR Next Generation BWR
炉内構造物 Reactor Internal Components
流力振動 Flow Induced Vibration
十字型管群 Cross-Shaped Tube Bundle
振動評価 Vibration Estimation
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