加圧水型原子炉の仮想事故である冷却材喪失事故の再冠水過程に出現する炉心内熱水力現象の一部を形成する、膜沸騰熱伝達について、その現象を明らかにし安全解析コード開発に資するため、PWR-FLECHT実験結果の検討と単一発熱体実験を行なった。その結果次のことが明らかとなった。入口サブクール度,入口流速および発熱体出力から決るクエンチ点の局所のサブクール度?Tsubが熱伝達率を支配する大きな要因であること、?Tsubが零である時の飽和膜沸騰熱伝達率hc,satは、クエンチ点から注目する位置までの長さを代表長さに取る事によってBromleyタイプの表式で表わされること、?Tsubが零でないサブクール膜沸騰熱伝達率hc,sabは?Tsubとhc,satとで簡単な表式、hc,sub/sc,sat=1+0.025・?Tsub(?Tsub:
C)、で表わされることがわかった。この表式は実験結果を
20%内の誤差で評価できる。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 17 |
号 |
: | 7 |
ページ数 |
: | p.516 - 530 |
発行年月 |
: | 1980/00 |
キーワード |
: | PWR-LOCA; 再冠水過程; 膜沸騰熱伝達; PWR-FLECHT実験; サブクーリングの影響; 膜沸騰の代表長さ; クエンチフロント; サブクール膜沸騰熱伝達; 単一発熱体実験 |
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：92.53 分野：Nuclear Science & Technology |
Altmetrics |
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