Critical heat flux in subcooled water flow of one-side-heated screw tubes

J.Boscary*; 荒木 政則; 鈴木 哲; 江里 幸一郎*; 秋場 真人

Fusion Technology, 35(3), p.289 - 296, 1999/05

片面加熱場におけるスクリュー冷却管の限界熱流束実験を行い、スクリューのピッチの影響を調べた。その結果、スクリューのピッチが1.5のとき最大の限界熱流速47MW/mが得られた。この値は従来のスワール管の約1.5倍に相当する。ピッチの減少とともに限界熱流束も減少する傾向を示すが、ピッチ1以下では、再び限界熱流束が増加してくることが判明した。これは、ピッチが細くなることにより、マイクロフィンに類似した効果が得られるためと推測される。

Analysis of the JAERI critical heat flux data base for fusion application

J.Boscary*; 荒木 政則; 秋場 真人

JAERI-Research 97-053, 50 Pages, 1997/08

JAERI-Research-97-053.pdf:1.71MB

本報告はこれまで原研において核融合実験炉を模擬した伝熱流動条件-片面加熱場、高熱流束、水冷-の下で実施された限界熱流束(CHF)実験の結果をまとめたものである。平滑管、外部フィン付スワール管、スクリュウ管及びハイパーベイパートロンが供試された。外部フィン付スワール管とスクリュウ管の性能ははとんど等しく、供試された冷却管の中で最も高い限界熱流束を示した。実験条件の範囲内では、冷却水の質量流量がCHFに大きな影響を与え、冷却水の圧力はCHFにほとんど影響を与えないことがわかった。平滑管と外部フィン付スワール管のCHFは、CHF相関式であるTong75式によって20%の精度で予測可能であることが明らかになった。