核破砕中性子源用非結合型減速材容器の熱流動解析,1;流動解析と実験との比較

Thermal-hydraulic analyses of decoupled moderator vessels for spallation neutron source, 1; Comparison between analytical results and experimental results on velocity distribution

佐藤 博; 麻生 智一 ; 粉川 広行  ; 日野 竜太郎

Sato, Hiroshi; Aso, Tomokazu; Kogawa, Hiroyuki; Hino, Ryutaro

大強度陽子加速器計画(J-PARC)ではMW級核破砕中性子源用に液体水素を用いた冷減速材を採用している。冷減速材は中性子場による高い核発熱条件下にあるため効率的な冷却が必要である。そこで、減速材容器内に衝突噴流を用いることで効率的な冷却を行うことを基本設計方針とした。これまでの研究で高Re型k-2方程式モデルによる設計解析が妥当であることが示されてきた。しかしながら、高Re型k-2方程式モデルは壁関数を壁面条件とするため、設計解析の高度化に対応できないことが予想される。そこで、減速材容器内を模擬した可視化実験を解析対象に、線形及び非線形の低Re型k-2方程式モデルを用いて数値解析を行った。その結果、両乱流モデルとも全体的な流れ場の状況は実験をよく再現できることを確認した。また、乱流エネルギー分布は両乱流モデルの結果に大きな違いがみられた。

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