Transient heat transfer from a wire to a forced flow of subcooled liquid hydrogen passing through a vertically-mounted pipe

垂直円管流路内における強制流動サブクール液体水素の過渡熱伝達特性

達本 衡輝; 白井 康之*; 塩津 正博*; 成尾 芳博*; 小林 弘明*; 野中 聡*; 稲谷 芳文*

Tatsumoto, Hideki; Shirai, Yasuyuki*; Shiotsu, Masahiro*; Naruo, Yoshihiro*; Kobayashi, Hiroaki*; Nonaka, Satoshi*; Inatani, Yoshifumi*

直接強制冷却方式のCICC(ケーブルインコンジット)超伝導導体内における液体水素の冷却安定性を評価するために、内径5.7mm, 8mm, 5mmの断熱円管流路の中心軸上に直径1.2mm, 長さ60mm, 120mm, 200mmのPtCo製ワイヤヒーターをそれぞれ設置し、指数関数状に連続に加熱した場合のサブクール液体水素の強制流動下における定常および過渡熱伝達特性を加熱速度をパラメータとして圧力0.7MPa、液温21Kの条件下で測定した。流速は0.3m/sから7m/sまで変化させた。加熱速度が速くなると、核沸騰熱伝達域では、加熱速度の影響はほとんどないが、過渡CHFは、加熱速度が速くなるにつれて大きくなり、液体窒素で報告されているような膜沸騰直接遷移現象による過渡CHFの低下は液体水素の場合ないことがわかった。また、過渡状態におけるCHFは、定常CHFからの上昇分として整理することができ、流速および圧力に依存せず、加熱速度の関数で表されることがわかった。定常CHFにおいては加熱等価直径の影響は明確に現れなかったが、過渡熱伝達においては、同一の加熱等価直径の場合の過渡CHFの定常CHFからの上昇分は等しく、加熱等価直径が大きくなるとその増分も大きくなることがわかった。

Transient heat transfers from PtCo wire heaters inserted into vertically-mounted pipes, through which forced flow subcooled liquid hydrogen was passed, were measured by increasing the exponential heat input with various time periods at a pressure of 0.7 MPa and inlet temperature of 21 K. The flow velocities ranged from 0.3 to 7 m/s. The PtCo wire heaters had a diameter of 1.2 mm and lengths of 60 mm, 120 mm and 200 mm and were inserted into the pipes with diameters of 5.7mm, 8.0 mm, and 5.0 mm, respectively. With increase in the heat flux to the onset of nucleate boiling, surface temperature increased along the curve predicted by the Dittus-Boelter correlation for longer period, where it can be almost regarded as steady-state. For shorter period, the heat transfer became higher than the Dittus-Boelter correlation. In nucleate boiling regime, the heat flux steeply increased to the transient critical heat flux (CHF), which became higher for shorter period. Effect of flow velocity, period, and heated geometry on the transient CHF was clarified.