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Post-dryout heat transfer of high-pressure steam-water two-phase flow in single rod channel and multi rod bundle

単一ロッド及びロッドバンドル内高圧水-蒸気二相流のドライアウト後の熱伝達に関する研究

小泉 安郎; 熊丸 博滋; 与能本 泰介 ; 田坂 完二

Koizumi, Yasuo; not registered; not registered; Tasaka, Kanji

単一ロッド及びロッドバンドルの熱伝達実験装置を用いて高圧水-蒸気二相流のドライアウト後熱伝達実験を行った。実験では、原子炉のLOCA時に特に重要となる低流量域を対象としている。単一ロッドの熱伝達実験は、圧力3MPaの条件下で、液量100~310kg/m$$^{2}$$S、入口クオリティ0.15~1.0の範囲内で行われた。測定した熱伝達率を用いて原子炉LOCA解析コードに使われている相関式を評価した。その結果、Groeneveldの式とのよい一致を見たが、一致度は壁温と流動条件に依存し、矛盾なく全実験範囲に適用できる相関式を作成した。この相関式をロッドバンドル(5$$times$$5)の熱伝達実験装置(TPTF)で行った3MPa~12MPa,15~600kg/m$$^{2}$$S,クオリティ0.0~1.0の範囲の実験データを用いて検証した。この領域の研究は従来あまりなされていないものであった。

no abstracts in English

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パーセンタイル:70.71

分野:Nuclear Science & Technology

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