Dimensional analysis of critical heat flux in subcooled water flow under one-side heating conditions for fusion application

核融合用冷却管の片面加熱条件下サブクール流れにおける限界熱流束の次元解析

J.Boscary*; 荒木政則; J.Schlosser*; 秋場真人; F.Escorbiac*

J.Boscary*; Araki, Masanori; J.Schlosser*; Akiba, Masato; F.Escorbiac*

核融合炉用冷却管としてITER等でも検討されているスワール管、スクリュー管、ハイパーベーパトロンについて限界熱流束データをまとめるとともに、解析的評価を実施した。特に炉設計に利用できるように、炉内条件と同じ片面加熱条件、サブクール流れ条件下のデータを収集し、相関式を示した。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Fusion Engineering and Design
巻	:	43
号	:	2
ページ数	:	p.147 - 171
発行年月	:	1998/00
発表会議名	:
開催年月	:
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開催国	:
キーワード	:	CHF; Subcooled Flow; One-side Heating; Swirl Tube; Screw Tube; Hyper Vapotron; Fusion Reactor; Correlation

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00387-1
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Access	:	- Accesses
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InCites™	:	パーセンタイル：93.84 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19970362
抄録集掲載番号 : 271058
論文投稿番号 : 16835

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