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甲斐 哲也; 加美山 隆*; 平賀 富士夫*; 大井 元貴; 広田 克也*; 鬼柳 善明*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.283 - 289, 2018/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Extensive simulation calculations were performed in the design studies of the coupled hydrogen moderator for the pulsed spallation neutron source of the Japan Proton Accelerator Research Facility (J-PARC). It was indicated that a para-hydrogen moderator had an intensity-enhanced region at the fringe part, and that pulse shapes emitted from a cylindrical para-hydrogen moderator gave higher pulse-peak intensities with narrower pulse widths than those from a rectangular one without penalizing the time-integrated intensities. To validate the peculiar distribution and advantages in pulse shapes experimentally, some measurements were performed at the neutron source of the Hokkaido University electron linear accelerator facility. It was observed that the neutron intensity was enhanced at edges of the para-hydrogen moderators, whereas it decreased at the same part of the ortho-rich-hydrogen moderator, where the dimension of those moderators was 50 mm in thickness and 120 mm in width and height. The spatial distribution and pulse shapes were also measured for a cylindrical coupled para-hydrogen moderator that has the same dimensions as for the coupled moderator employed for J-PARC. The measured results from the cylindrical moderator were consistent with the results obtained in the design studies for the moderator for J-PARC.
甲斐 哲也; 原田 正英; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 池田 裕二郎
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.657 - 666, 2003/07
J-PARC核破砕中性子源の結合型モデレータについて中性子工学研究を行った。100%パラ水素モデレータを用いることにより、最大の15meV以下の積分強度、2meV,10meVのパルスピーク強度が得られたが、最適なモデレータ厚さはそれぞれ異なっていた。最終結論としては、140mmの厚さを選択した。また、中性子取出面上の中性子強度分布評価より、プレモデレータ近傍のモデレータ周縁部が中心部分よりも強度が高いことがわかった。このことは、モデレータと中性子取出面の設計が重要であることを示している。さらに、強度の中性子取出角度依存性を評価し、大きな角度取出しでは強度減少が著しいことがわかった。円筒型モデレータを用いることにより、この強度減少を緩和することができることが明らかになった。これらをもとに円筒型モデレータの直径を140mmと決定した。
-ray dose rates from a 
Co cylindrical source with shell-shaped shields金森 信彦*; 古田 悠
Nuclear Science and Engineering, 36(2), p.238 - 245, 1969/00
None
Co cylindrical source with shell-shaped shield古田 悠; 金森 信彦*
Nuclear Science and Engineering, 33, p.340 - 341, 1968/00
被引用回数：1抄録なし
三浦 一浩*; 岡藤 孝史*; 佐郷 ひろみ*; 下村 健太; 岡島 智史; 佐藤 健一郎*
no journal, ,
大口径化による薄肉化、新しい材料の採用、基準地震動の増加による免震装置の採用に対応するため、高速炉の円筒容器には軸方向の圧縮荷重, 曲げ荷重及びせん断荷重下で弾塑性座屈を評価できる座屈評価法が必要となる。上記に対応する座屈評価法は、日本機械学会の高速炉規格において検討されている。この研究では、提案式の適用性を検討するため、座屈強度の変動因子として材料特性と初期不整を用いてモンテカルロシミュレーションを実施し、これらの因子の変動が座屈荷重に与える影響を評価した。その座屈荷重をJSME S NC2-2013の縦弾性係数及び設計降伏応力を用いた提案式による座屈荷重により正規化した場合、95%信頼下限値は、鉛直単体荷重、水平+鉛直荷重ともに、提案式の閾値を上回った。この結果は、提案式に設計降伏点を用いて算出した座屈評価値は、材料特性その他のばらつきを含む実際の座屈荷重の95%信頼下限値よりも安全側(小さめの)値となることを示している。
