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Experimental examination of heat removal limitation of screw cooling tube at high pressure and temperature conditions

高温高圧水条件におけるスクリュウ冷却管の除熱限界に関する実験的研究

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 秋場 真人

Ezato, Koichiro; Suzuki, Satoshi; Dairaku, Masayuki; Akiba, Masato

核融合炉高熱流束機器用冷却管開発の一環として、冷却内面に三角フィンを加工した冷却管を提案している。この冷却管では、三角フィンを簡単なねじ切り加工で形成しており、スクリュウ管と呼ばれる。これまでの室温における実験の結果、フィン形状M10ピッチ1.5mmで最も高い限界熱流束が得られている。本研究では、同形状を有するスクリュウ管の熱伝達係数(HTC)とさらに高温のITERダイバータ冷却条件に相当する4MPa・100$$^{circ}$$Cにおける片側加熱条件における限界熱流束(CHF)実験結果を報告する。熱伝達実験の供試体は無酸素銅製スクリュウ管に、管壁温度測定用の熱電対を埋設したものである。HTCの評価は、実験で得られた壁温度の周方向分布と数値解析を比較することにより行った。解析では冷却面のHTCとして強制対流域における平滑円管のHTCの3倍までを仮定した。実験で得られた壁温は2倍のHTCを適用した場合とほぼ同じであることから、スクリュウ管が平滑管に比べて約2倍の熱伝達係数を持つことを示している。限界熱流束実験の結果、ITERダイバータの設計値である26MW/m$$^{2}$$のCHFを得るのに必要な流束は4MPa・入口温度100$$^{circ}$$Cにおいて約4.5m/sであり、室温(40$$^{circ}$$C)の場合と比較して約20%の減少が生じることを明らかにした。

no abstracts in English

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パーセンタイル:48.06

分野:Nuclear Science & Technology

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