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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.
荻原 徳男; 引地 裕輔*; 神谷 潤一郎; 金正 倫計; 吉田 肇*; 新井 健太*
Journal of the Vacuum Society of Japan, 60(12), p.475 - 480, 2017/12
In order to achieve stable operation of J-PARC accelerator, we studied the conductance of a slit used for a gas sheet monitor. The flow rate of a rarefied gas through a long rectangular channel with a very small height (H) to width (W) ratio was experimentally investigated using N
and Ar for the wide range of the Knudsen number Kn, which is defined as a ratio of H to the mean free path. Here the dimensions of the channel are as follows: H=0.1 mm, W=50 mm, and the length L=100 mm. The conductance, which is proportional to the dimensionless flow rate, decreases from the value in free-molecular regime and reaches the Knudsen minimum at Kn 
1.2, as the inlet gas pressure increases. Then, assuming fully developed gas flow, the reduced flow rate G has been estimated as a function of the local rarefaction parameter using the experimental data.
江口 悠太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 井上 昭; 辻本 和文
JAEA-Technology 2015-052, 34 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-052.pdf:5.02MB
大強度陽子加速器施設J-PARC計画で建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)では、MAを含む崩壊熱の大きな燃料を大量に取り扱うため、炉心冷却ブロワ停止時の炉心温度上昇の評価が不可欠である。冷却ブロワ停止時の炉心温度変化は全炉心熱伝導解析によって評価されるが、燃料及びブランケット領域の外側の空格子管領域に適用されている熱通過パラメータの適用性の検証が必要である。本報告書では、空格子管内部における伝熱量の算出モデルである、鉛直等温平面の上下を断熱材で囲った密閉流体層の自由対流モデルの精度検証のため、TEF-P炉心の格子管形状を模擬した試験装置を製作し、試験装置の格子管内部を通過する一次元熱流と温度分布を測定した。これにより、実際の空格子管内部の等価熱伝導率は密閉流体層の自由対流モデルよりも大きいことが明らかになった。また、空格子管内部にアルミニウムブロックを充填することで空格子管体系よりも高い等価熱伝導率となることを確認した。本実験により、TEF-P炉心の温度評価に供することができる熱通過パラメータを実験的に取得した。
文沢 元雄; 田中 学*; Zhao, H.*; 菱田 誠*; 椎名 保顕
日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.313 - 322, 2004/12
国際原子力総合技術センターで整備した高温ガス炉用の炉内核熱解析コードのサブモジュールを使用して、ヘリウム-空気対向流の流速分布と濃度分布を数値解析によって求め、以下の事項を実験結果と照合した。(1)準定常的な置換流が形成されるまでの時間,(2)流れのパターンと流路の傾斜角
との関係,(3)上昇流と下降流の流速分布の発達過程,(4)上昇流及び下降流の流路幅及び流速分布と傾斜角との関係,(5)濃度分布と流路の傾斜角との関係,(6)正味流入流量と流路の傾斜角との関係その結果、流速分布及び正味流入流量について実験値と解析値は、両者が良い一致を示すことも確認した。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定
JSME International Journal, Series B, 47(2), p.323 - 331, 2004/05
軽水炉の冷却材流路には燃料棒間のギャップ幅を一定に保つためにスペーサ等の突起がしばしば設置される。狭隘流路内のスペーサ周辺の熱流動に関する定量的な研究は、単相流では数多く見られるが、二相流ではほとんど見られない。そこで、狭隘流路に存在するスペーサ等の物体が二相流挙動に及ぼす影響を数値的に調べた。解析体系は3次元流路とスペーサを簡略模擬した矩形突起から成る。解析では、流路入口に液膜厚さとその流速及び蒸気流速を与え、時間方向に進展する液膜流挙動を非加熱等温流条件に対して定量的に検討した。本研究の成果は次のとおりである。(1)気液界面に作用するせん断応力によって界面不安定性が起こり、気相と液相の相対速度とあいまって波立ち発生へと現象が進行することを数値的に確認した。(2)突起後端から発生するはく離線に沿ってウエークが形成され、ここでは強い乱れによって液膜が排除されることがわかった。
高橋 幸司; Moeller, C. P.*; 春日井 敦; 南 龍太郎; 坂本 慶司; 今井 剛
Proceedings of 28th International Conference on Infrared and Millimeter Waves, p.385 - 386, 2003/00
矩形コルゲート導波管と導波管の入口側に設置する可動ミラーからなる170GHz遠隔駆動型ECランチャーのこれまでの実験結果から、導波管のコルゲート溝寸法(特に深さ)の不均一性が高次モードを励起し、それにより伝送性能の劣化が生じることが判明した。そこで、新たに製作した高精度(溝寸法交差
0.02mm以下)のコルゲート溝を有する導波管とともに伝送実験を行い、伝送特性の偏波依存性や伝送効率などを再評価した。偏波が角度可変面に垂直な場合と平行な場合ともに放射角度範囲(-12
+12)で設計通りガウス状ビームが所定方向に放射されることを実証した。伝送効率は、偏波が角度可変面に平行な場合で97%程度、垂直な場合で95%程度であることも明らかとなり、計算結果(
=97%)と良い一致を示した。また、直線導波管から屈曲形状を有する導波管に変更した伝送実験も開始した。この場合、放射角度を5より大きくした場合に放射されるRFパワーの低下を観測した。原因としては、コルゲート形状が交差する屈曲部の管壁での高次モード励起が考えられる。
神永 雅紀; 木下 秀孝; 羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 数土 幸夫
Proceedings of International Workshop on Current Status and Future Directions in Boiling Heat Transfer and Two-Phase Flow, p.135 - 141, 2000/00
原研では生命・物質科学等の先端分野の研究に中性子を利用するために最高出力5MWの大強度陽子加速器を用いた核破砕中性子源の開発を進めている。核破砕ターゲットは、水銀ターゲットをメインに固体ターゲットを出力2.5MWまでのバックアップとしている。固体ターゲットで発生した熱は、重金属製のターゲット板間の並列矩形流路群に重水を流して冷却する。固体ターゲット設計では、安定した流量配分と冷却材保有量を最小とするため、微小突起を用いた熱伝達促進手法を採用している。熱水力設計においては、設計の限界を把握するために限界熱流束(CHF)データが必要であるが、本設計で採用した特殊な流路形状に対してはデータがないのが現状である。このため微小矩形突起付き矩形流路を用いたCHF実験を実施し、既存の突起無し流路におけるCHF相関式と比較検討した。その結果、板状燃料使用する研究炉の設計用に開発されたCHF相関式が適用できる見通しを得た。
神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(12), p.943 - 951, 1998/12
被引用回数：24 パーセンタイル：85.15(Nuclear Science & Technology)通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流速(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。
石倉 修一*; 神永 雅紀; 須々木 晃*; 日野 竜太郎; 原田 巌*; 神庭 公祐*; 坂下 元昭*
Proc. of 14th Meeting of the Int. Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-14), 1, p.288 - 300, 1998/00
原研で計画している5MW水銀ターゲット成立性を明らかにするうえで、最大の課題である薄肉ターゲット容器の応力と内部に生ずる圧力波を解析した。その結果、矩形ビームを仮定した場合、最大応力170MPaがビーム窓中央で子午線方向の応力として生ずることを明らかにした。さらに、ビーム形状を矩形から放物線に変えると、子午線方向の応力は100MPaまで低減することを示し、ビーム形状がターゲット容器の成立性に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。また、容器内で発生する圧力については、矩形ビームを仮定した場合ビーム窓中心で100MPa、円筒内面において60MPaの圧力が生ずることを明らかにし、構造的に成立可能な目処を得た。
L.Zheng*; 井口 正; 呉田 昌俊; 秋本 肇
JAERI-Research 97-054, 85 Pages, 1997/08
JAERI-Research-97-054.pdf:2.18MB
本研究は、片面一様加熱の矩形流路において強制対流サブクール沸騰条件下の限界熱流束(CHF)を扱ったものである。圧力、冷却水流速、冷却水サブクール度を条件とし、0.1MPa,5-15m/s,50Cとした。試験に用いた流路は、縦0.2-3.0mm、横2mmの矩形流路で、横方向流路壁を片面加熱した。流路の垂直方向(冷却水流れ方向)加熱長さは50mmである。試験は、流路縦寸法をパラメトリックに変えて行い、40点を超える試験データを得た。CHFは、流路縦寸法及び冷却水流速の増加とともに、増加した。熱伝達率は、流路縦寸法の減少及び冷却水流速の増加とともに、増加した。試験結果に基づき、流路縦寸法及び冷却水流速の効果を表すCHF相関式を開発した。本相関式によれば、予測値と試験データは18%の範囲で一致した。一方、冷却水流速効果の尺度としてレイノルズ数(Re)、流路縦寸法効果の尺度として流路縦寸法とラプラス定数(La)の比を用いて、CHFを無次元化したボイリング数(Bo)との関係を数式化することにより、CHFを予測する相関式を開発した。本相関式によれば、予測値と試験データは16%の範囲で一致した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1815 - 1822, 1997/00
通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流束(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。
高瀬 和之; M.Z.Hasan*
16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 2, p.1538 - 1541, 1995/00
核融合動力炉のプラズマ対向機器に設置する矩形冷却材流路内のMHD熱伝達特性を、流路アスペクト比a/b、プラズマ入射熱流速比B/A及びハルトマン数(磁界の強さ)Haをパラメータとして数値的に検討した。報告者らは、すでにa/bが8、B/Aが100、Haが400までの条件で数値解析を行い、流路プラズマ対向面の熱伝達率はB/Aの増加とともに減少し、a/bの増大とともに増加することを示した。今回は、B/AとHaの値をそれぞれ動力炉の設計値を越える10
まで拡張して数値解析を行った。その結果、B/A
100、またはHa200の領域ではプラズマ対向面の熱伝達率は一定値に近づくため、B/A及びHaの設計値が増加した場合でも前回までの検討結果でプラズマ対向機器内の冷却材流路設計は十分行えることを明らかにした。さらに、本研究より、最も良好な伝熱性能を示すa/bの値はHaの関数として表せられる、矩形冷却材流路コーナー部に生じるホットスポットの影響はa/bの値に依存して低下する、ことを定量的に明らかにした。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(2), p.113 - 121, 1994/02
被引用回数：1 パーセンタイル：17.88(Nuclear Science & Technology)水平の閉流路内気液二相流では、波状流からスラグ流への遷移がKelvin-Helmholtzの不安定性を主要因として生じると考えられているが、実際はKelvin-Helmholtz理論が示す気相流速の半分程度で遷移が生じる。これまで提案されてきた多くの遷移機構予測モデルは、この違いが、波頭上部での気相流路面積の減少に伴う圧力降下が波の成長を促進する結果生じると仮定した。これをBernoulli効果と呼ぶが、これまでこの圧力降下を動的に計測した例は大変少ない。今回、PWRの水平配管と同等の流路高(0.7m)を持つ水平の矩形ダクト装置を用いてスラグ流遷移時の気相部圧力等を計測し、Bernoulli効果の評価を行った。その結果、スラグ流遷移過程の波の波頭部近傍で、水頭に匹敵する気相部圧力降下が確認された。その際、気相部運動エネルギー損失による波頭前後での不可逆な圧力損失や、高速の空気流による波頭での液滴の発生等が観察された。
日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 米田 憲司*; 藤根 成勲*; 鶴野 晃; 松林 政仁
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 351, p.423 - 436, 1994/00
被引用回数：36 パーセンタイル：92.83(Instruments & Instrumentation)定常熱中性子ビーム場において中性子ラジオグラフィ高速度撮像システムを用い、金属容器内における流動現象の可視化実験を行った。実験は、撮影場における熱中性子束が1.5
10
n/cm
sに達するJRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置の第2撮影室で行った。この実験で使用した中性子ラジオグラフィ高速度撮像システムは、中性子用高感度蛍光コンバータLiF/ZnSiAg、最大増幅率100000倍のイメージ・インテンシファイア、1000フレーム/秒で14分間記録可能な高速度ビデオカメラシステムから構成される。試験部は2.4mmのギャップを持つ40mm幅の矩形流路で、空気-水二相流の1000フレーム/秒の撮影速度での可視化に成功した。気泡及び液膜の形状並びに振る舞いがはっきりと観察でき、気泡の上昇速度及び流動様式も計測できた。
神永 雅紀; 数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 58(553), p.2799 - 2804, 1993/09
研究炉では、高中性子束を達成するために高出力密度の可能な板状燃料が一般に使用されている。板状燃料を用いた燃料要素の冷却材流路は、狭い垂直矩形流路であり、このため狭い垂直矩形流路における限界熱流束(CHF)の把握が重要となる。しかし、従来、研究炉の設計等で使用してきた垂直矩形流路における限界熱流束相関式は、高質量流量域において上昇流と下向流のCHFの相異が必ずしも明確にされていなかった。本研究では、流路出口サブクール度の効果に着目し、既存の矩形流路におけるCHF実験結果を用いて,サブクール度の影響を調べた。その結果、上昇流と下向流のCHFは、流路出口のサブクール度と質量流量の関数として系統的に整理できることが明らかとなった。さらに、本研究で検討した、圧力4MPa以下及び無次元質量流量2200以下の範囲で適用可能な限界熱流束相関式を導出した。
数土 幸夫; 神永 雅紀
J. Heat Transfer, 115, p.426 - 434, 1993/05
被引用回数：44 パーセンタイル：90.65(Thermodynamics)研究炉では、高中性子束を達成するために高出力密度の可能な板状燃料が一般に使用されている。板状燃料を用いた燃料要素の冷却材流路は、狭い垂直矩形流路であり、このため狭い垂直矩形流路における限界熱流束(CHF)の把握が設計上重要となる。しかし、従来、研究炉の設計等で使用してきたCHF相関式は、高質量流量域において上昇流と下向流の相異が必ずしも明確にされていなかった。本研究では、既存の矩形流路における実験結果を基に、どのようなパラメータがCHFに影響を及ぼすのかを系統的に調べた。その結果、高質量流量域では、上昇流と下向流のCHFに有意な差異は見られず、流路出口サブクール度と質量流量の関数として整理できることが明らかとなった。さらに、本研究結果に基づきこれまで研究炉の設計に用いてきたCHF相関式群に改良を加えたCHF相関式を提案するとともに、その適用範囲を明確に示した。
小森 芳廣; 神永 雅紀; 桜井 文雄; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 数土 幸夫; 二村 嘉明
ANL/RERTR/TM-18, CONF-9009108, 0, p.241 - 248, 1993/00
JMTRの低濃縮化に係る安全解析を行うにあたり、使用するDNB熱流束相関式について実験を含めた検討を実施した。実験では、JMTR燃料要素の冷却水チャンネルを模擬した矩形流路のテストセクションを製作し、JMTRの圧力及び流量範囲におけるDNB熱流束データを採取した。実験データと既存の相関式を比較した結果、低流量及び中間流量域(約10m/s以下)では、Sudoの式が最も良く実験データと合うことが分かった。なお、Sudoの相関式のうちの高流量域の式については、圧力効果が含まれていないため、加圧条件下にも適用出来るようにするために一部修正した。また、この相関式を用いた場合のDNBRの許容限界値としては、1.5とすることが適当であるとの結果が得られた。
小森 芳廣; 大島 邦男; 神永 雅紀; 石塚 悦男; 桜井 文雄; 数土 幸夫; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-097, 61 Pages, 1992/07
JMTR燃料の濃縮度低減化に伴う安全解析に使用するDNB相関式について、検討を行った。安全解析に使用するDNB相関式の検討においては、想定される熱水力条件への適用性を確認すると共に、考慮すべき安全余裕を適切に評価することが重要である。このため、JMTR燃料要素の矩形冷却水流路を模擬した実験装置を製作し、圧力1~13kg/cmabs,流速0~4.4m/sの範囲でDNB熱流束を測定した。実験データと既存のDNB相関式とを比較した結果、JMTR安全解析で使用するDNB相関式としてはSudoの式が最適であることが明らかとなった。なお、同相関式のうちの高流量に対する式については、圧力の効果を考慮して一部補正した。その相関式と実験データとの誤差を検討した結果、最小DNBRの許容限界値としては、1.5が適当であるとの結論を得た。
黒澤 正義
JAERI-M 92-007, 56 Pages, 1992/02
三次元斜交座標系(三角メッシュ)CITATIONの計算結果をプロットするプロットシステムを整備した。従来、CITATIONのXYZの直交座標系の計算結果をプロットできるプロットプログラムがあった。これを一部変更して斜交座標系から直交座標系に変換するルーチンを付加した。これにより、三次元斜交座標系CITATIONの計算結果(中性子束分布、出力密度分布)に関し、次の図が得られるようになった。(1)一次元分布図、(2)二次元等高線図、(3)三次元鳥かん図。
神永 雅紀; 数土 幸夫; 村山 洋二; 薄井 徹*
Heat Transfer-Jpn. Res., 20(1), p.72 - 85, 1991/03
板状燃料を使用する研究炉の熱水力設計及び安全評価においては、垂直矩形流路における限界熱流束の把握が重要である。炉心内の出力は軸方向に分布を持つが、JRR-3等の研究炉の熱水力設計では、既存の一様加熱条件での限界熱流束に関する実験データを使用し、かつ、出力分布の最大値で一様に発熱しているものとしている。これは、研究炉に適用可能な比較的低圧条件下での出力分布を考慮した限界熱流束に関する実験データがほとんど無いためである。そこで、本研究ではJRR-3の燃料要素の1サブチャンネルを模擬した垂直矩形流路を用い出力分布を有する場合の限界熱流束を実験的に調べ、一様加熱の場合と比較・検討した。その結果、一様加熱条件下で得られた限界熱流束相関式は、出力分布を有する場合に対しても最大熱流速を基準にとれば33%の誤差内で一様加熱の場合と同様に適用できることが明らかとなった。
