Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions for PWR type and tight-lattice type fuel bundles

PWR型及び稠密格子型燃料バンドルについての高圧・ボイルオフ条件下における限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達

PWR(1717)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/m $^{2}$ s以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

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発表言語	:	English
掲載資料名	:	ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3
巻	:
号	:
ページ数	:	p.24.4-1 - 24.4-7
発行年月	:	1992/00
発表会議名	:	Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants
開催年月	:	1992/10
開催都市	:	東京
開催国	:
キーワード	:	Critical Heat Flux; Steam Cooling; Boil-off; Very-low Flow; PWR; Tight-lattice; Fuel Bundle; Dryout Point; Mixture Level

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登録番号 : B19920561
抄録集掲載番号 : 200950
論文投稿番号 : 11398

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