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核破砕ターゲットシステムにおいて、減速材は中性子性能を左右する重要な機器です(図3-7)。特に、超臨界水素を用いる冷減速材は世界最高の中性子性能(5×1012 n/cm2/sr/MW)を目指しており、この性能に影響を及ぼす局所的な水素温度の上昇を抑制する必要があります。そこで、設計開発中の冷減速材容器を実寸大で模擬したアクリル製試験体を製作し、レーザー流速分布測定システム(PIV: Particle Image Velocimetry)を用いて水流動条件下で容器内流動状況を測定しました。その結果、数値流動解析において示された入口管からの衝突噴流に随伴する再循環流や流れの停滞域などが明瞭に確認され、設計解析コードの妥当性を検証しました(図3-8)。
この結果を基に、冷減速材容器内の液体水素の熱流動特性を解析評価しました。陽子ビーム出力2 MW運転時において液体水素の局所的な温度上昇を3 K以内に抑制でき、目標とする中性子性能を達成できる目処を得ました(図3-9)。この熱流動設計の成果を踏まえ、より高い中性子性能を得るために構造設計の改善を進めています。。 |
参考文献
T. Aso et al., Development of Cold Moderator Structure, Proc. of ICONE-7, April 19-23, 1999, Tokyo, Japan (1999). |
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