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丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 橋本 和一郎; 杉本 純
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1247 - 1251, 1995/00
原子炉配管内における熱流動挙動は、FPの挙動及び構造健全性に多大な影響を及ぼす。原研では、配管信頼性実証試験(WIND)計画の中でPWRホットレグ内における熱流動解析を実施している。本解析では、ホットレグ内壁に沈着したFPから放出される崩壊熱及びホットレグ入口における流体速という2つのパラメータの影響を調べた。両パラメータの流体温度の軸方向分布には大きな影響を与えたが、ホットレグ断面の流動パターンにはあまり影響しなかった。ホットレグ内流体の対流(中心部で上昇流、内壁に沿った下降流)の形成が予測された。熱流動挙動が及ぼすFPエアロゾル沈着及び配管の構造健全性への影響を考察した。
数土 幸夫; 薄井 徹*; 神永 雅紀
JSME Int. J., Ser. II, 33(4), p.743 - 748, 1990/00
板状燃料を使用する研究炉の熱水力設計および安全評価に用いる熱伝達パッケージ開発のため、流路ギャップが18.6および2.5mmの垂直矩形加熱流路を用いて行ったきた伝熱実験に基づき、矩形流路内を流れる水の主として共存対流場での熱伝達特性に及ぼす流路ギャップの効果を調べた。流路ギャップ18mmのときのデータに基づき導出した熱伝達相関式は、流路ギャップが6および2.5mmの場合のデータに対しても適用できることが明らかとなった。特に、流路ギャップが2.5mmの場合、レイノルズ数が遷移レイノルズ数に近いRe=2000~3000の範囲にあるデータは、前述の式により過大評価される傾向を示すが、これは流れが層流から乱流へ遷移することに起因するものと考えられる。
薄井 徹*; 神永 雅紀; 数土 幸夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 26(6), p.580 - 590, 1989/06
JRR-3改造炉用燃料要素のサブチャンネルのような、極めて狭いギャップを持つ垂直矩形流路(ギャップ2.5mm)における水の共存対流域での熱伝達を実験的に調べた。その結果、強制対流が上昇流・下向流いずれの場合にも、(1)強制対流伝達の性質を示す領域、(2)得られた熱伝達係数が平板に相強制対流乱流並びに垂直平板に沿う自由対流乱流に関する熱伝達相関式でそれぞれ評価された値のいずれよりも大きい領域、(3)自由対流熱伝達の性質を示す領域の3つがあることがわかった。とくに(2)で述べた熱伝達上の特徴は、浮力の効果ではなく、流路に沿う境界層の発達に伴う主流の加速の効果によるものである。さらに、これら3つの領域に対して適用できる熱伝達相関式を提案した。
数土 幸夫; 神永 雅紀; 井川 博雅
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(5), p.355 - 364, 1987/05
被引用回数：6 パーセンタイル：55.64(Nuclear Science & Technology)大気圧で、両面加熱の狭い垂直矩型流路(長さ750mm、幅50mm、ギャップ18mm)に水を流した実験を行い、強制対流と自由対流とが共存する場での熱特性を調べた。レイノルズ数が40~50,000、グラスホフ数が40,000~5
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に及ぶ層流から乱流までの広い範囲を、上昇流と下向流とについて調べた。その結果、(1)強制対流が上昇流と下向流の場合の共存対流下の熱伝導率を、1つの無次元パラメータを用いて乱流強制対流及び乱流自由対流熱伝達率に対する比として簡単な形であらわすことができた。さらに、(2)この無次元パラメータを用い、上述の熱伝達率表式から共存対流が顕著である領域を定めることができた。
