J.Boscary*; Araki, Masanori; Akiba, Masato
本報告はこれまで原研において核融合実験炉を模擬した伝熱流動条件-片面加熱場、高熱流束、水冷-の下で実施された限界熱流束(CHF)実験の結果をまとめたものである。平滑管、外部フィン付スワール管、スクリュウ管及びハイパーベイパートロンが供試された。外部フィン付スワール管とスクリュウ管の性能ははとんど等しく、供試された冷却管の中で最も高い限界熱流束を示した。実験条件の範囲内では、冷却水の質量流量がCHFに大きな影響を与え、冷却水の圧力はCHFにほとんど影響を与えないことがわかった。平滑管と外部フィン付スワール管のCHFは、CHF相関式であるTong75式によって
20%の精度で予測可能であることが明らかになった。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
|---|---|---|
報告書番号 |
: | JAERI-Research 97-053 |
ページ数 |
: | 50 Pages |
発行年月 |
: | 1997/08 |
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論文URL |
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キーワード |
: | Divertor Plate; ダイバータ板; Critical Heat Flux; 限界熱流束; Subcooled Boiling; サブクール沸騰; One-side Heating; 片面加熱; Screw Tube; スクリュウ管; Swirl Tube; スワール管; Hypervapotron; ハイパーベイパートロン |
Access |
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- Accesses |
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