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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.
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。
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。
