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稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕
Heat Transfer-Asian Research, 34(5), p.293 - 308, 2005/07
高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱、外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.010Ra5.410、窒素ガスに対して1.210Ra3.510となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。
稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕
日本機械学会論文集,B, 70(694), p.1518 - 1525, 2004/06
高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱,外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.010Ra5.410、窒素ガスに対して1.210Ra3.510となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。
渡辺 正; 蕪木 英雄
JAERI-Research 96-046, 50 Pages, 1996/09
代表的な粒子法である直接シミュレーションモンテカルロ法及び分子動力学法を用いてレイリーベナール系をシミュレートし、マクロな流れ場における熱伝導-対流遷移をミクロレベルから考察した。統計的手法であるモンテカルロ法により得られた臨界レイリー数は、流体方程式の線形安定性解析により得られるものと一致し、マクロな流れの安定性がミクロレベルの粒子法により定量的に扱うことができることがわかった。また、遷移過程では温度や流速の変動量の相関が、明確な熱伝導及び対流状態におけるものより強くなっていることが明らかとなった。さらに決定論的手法である分子動力学法により原子のカオス運動をリアプノフ指数を用いて調べたところ、大規模な秩序運動としての対流渦が流れ場に現れると、個々の原子のカオス運動は増加することが明らかとなった。
渡辺 正; 蕪木 英雄; 横川 三津夫
Physical Review E, 49(5), p.4060 - 4064, 1994/05
被引用回数:39 パーセンタイル:81.36(Physics, Fluids & Plasmas)二次元レイリーベナール系を直接シミュレーションモンテカルロ法により分子レベルからシミュレートした。左右境界は鏡面反射条件とし、上下境界は完全な拡散反射条件とした。レイリー数が小さい場合には熱伝導状態、大きい場合には対流熱伝達状態が実現され、それらの遷移を与える臨界レイリー数は、巨視的な熱流体方程式の安定性解析から得られる値と一致した。これにより、レイリーベナール不安定性が分子レベルで表されることが示された。また、一般に用いられる擬似すべり条件を上下境界に適用すると、臨界レイリー数は過大評価されることが解った。
渡辺 正; 蕪木 英雄; 町田 昌彦*; 横川 三津夫
Therm. Sci. Eng., 2(4), p.17 - 24, 1994/00
熱伝導から対流熱伝達への遷移が生じるRayleigh-Benard不安定性を、直接シミュレーションモンテカルロ法により調べた。基礎方程式と計算手法を詳しく記述し、分子運動のレベルの計算により得られる臨界レイリー数が、巨視的な流体方程式の線形不安定性理論から導かれる値と一致することを示した。さらに、臨界レイリー数近傍の条件における遷移過程で流れ場が熱伝導状態を示していても、温度変動の空間的な相関は既に対流状態への移行を示していること、変動の影響の及ぶ範囲を示す特性距離は、安定な熱伝導あるいは対流状態では小さく、遷移過程でのみ大きくなることが示された。
椎名 保顕; 藤村 薫
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(6), p.568 - 570, 1986/00
被引用回数:1 パーセンタイル:28.17(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の強制対流冷却そう失事故時には、圧力容器内の熱除去は主として自然対流により行われる。本実験は、安全設計上特に重要であると考えられる圧力容器上鎖部内自然対流を取り扱い、上鎖部内面への平均熱伝達率を求めたものである。使用流体は水、エチルアルコール、44w%と78w%グリセリン水溶液である。求められた平均熱伝達率を従来行われている、水平、鉛直二平板間の自然対流実験結果と比較した。また、プラントル数が熱伝達率に及ぼす効果についても検討を加えた。