荒木 政則; 小川 益郎; 功刀 資彰; 佐藤 和義; 鈴木 哲
Araki, Masanori; Ogawa, Masuro; Kunugi, Tomoaki; Sato, Kazuyoshi; not registered
ITER等の次期核融合実験炉において、プラズマ対向機器、特に、ダイバータ部は、その片面より準定常的な高い熱負荷を受け、これを除去する必要がある。ITERでは、この熱負荷は最大で20MW/m
と見積もられており、冷却水の局所沸騰が予想される。したがって、本ダイバータを設計する上で、同冷却管の沸騰熱伝達特性を明確にする必要がある。このため、片面強加熱条件下における円管及びスワール管の熱伝達実験を行った。実験条件は、軸流束4~16m/s、圧力0.5、1.0及び1.5MPa、冷却水入口温度20~80
Cの範囲で実施した。この結果、非沸騰域では既存の一様加熱条件下における熱伝達相関式が適用できることを示した。しかし、沸騰域では、適用できる相関式がないため、新たに沸騰熱伝達相関式を提案した。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 39 |
号 |
: | 14 |
ページ数 |
: | p.3045 - 3055 |
発行年月 |
: | 1996/00 |
キーワード |
: | Heat Transfer; One-sided Heating Conditions; High Heat Flux; Swirl Tube; Nucleate Boiling; Non Boiling; Heat Transfer Correlation |
論文URL |
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論文解説記事 |
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Access |
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- Accesses |
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InCites™ |
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パーセンタイル：93.93 分野：Thermodynamics |
Altmetrics |
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