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Liu, W.; Podowski, M. Z.*
日本機械学会熱工学コンファレンス2015講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2015/10
強制流動サブクール沸騰を用いた高熱機器の出力は、冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)に制限される。定常の核沸騰から逸脱し、不安定な気液共存伝熱である過渡沸騰、あるいは伝熱面温度の著しい上昇をもたらす膜沸騰の開始点として、Departure from Nucleate Boiling (DNB)が限界熱流束と深く関係する。今後の高熱機器の熱設計は、DNBを含む各伝熱過程に対し物理現象に基づいたモデリングを行い、温度の著しい上昇を含む温度過渡変化を計算することによってCHFを予測することが期待されるが、その技術は確立されていない。そこで、本報では、DNB時における伝熱流動を、Liquid sublayer dryoutモデルに基づいてモデリングし、熱伝導方程式を解くことによって液膜厚さや伝熱面温度の過渡変化を得られた。大気泡下の液膜は、蒸発によってdryoutし、DNB発生する過程を予測できたが、実験で確認された、ヒータ焼損につながる温度の著しい上昇が再現されなかった。これを再現するには、DNB発生時の壁面と接触した大気泡速度、及びDNB発生後の過渡沸騰や膜沸騰領域の伝熱をモデル化する必要があると考える。
Liu, W.; 成合 英樹*
Journal of Heat Transfer, 127(2), p.149 - 158, 2005/02
被引用回数：12 パーセンタイル：46.02(Thermodynamics)サブクール沸騰流動系において、極めて高圧や高流速条件での限界熱流束では、壁面温度が均質核生成温度を超えることがあるため、壁面上の蒸気膜形成が均質核生成により行われる可能性を指摘し、均質核生成の発生に判定基準を提案した。この判定基準に基づき、限界熱流束データの分類を行った。極めて高圧や高流速条件での限界熱流束に対して、均質核生成メカニズムに基づき、機構論的なモデルを作成した。このモデルを実験データで検証し、よい精度で限界熱流束を予測できることがわかった。
木下 秀孝; 成合 英樹*; 稲坂 富士夫*
JSME International Journal, Series B, 44(1), p.81 - 89, 2001/01
水の管内強制流動サブクール沸騰限界熱流束を機構論的モデルの観点から検討を行った。気泡観察及び予備実験の結果、Weisman-Peiの気泡充満モデルが短管及び非均一加熱条件ねじりテープ挿入管の予測に適していると確認した。オリジナルのWeisman-Peiモデルを限界熱流束の物理的機構を表せるように改良した。新しいモデルは非常に短い管を含むストレート管と均一及び非均一加熱条件でのねじりテープ挿入管の限界熱流束を精度良く予測した。
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。
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。
J.Boscary*; 荒木 政則; 秋場 真人
JAERI-Data/Code 97-033, 12 Pages, 1997/08
JAERI-Data-Code-97-033.pdf:0.51MB
本報告はこれまで原研において、ITER等のトカマク型核融合実験装置用高熱負荷受熱機器開発の一環として実施された限界熱流束実験の結果をまとめたものである。実験は原研の粒子工学試験装置(PBEF)において実施され、伝熱流動の観点から見て核融合装置用高熱負荷受熱機器のおかれる特殊な環境-すなわち、高熱流束・片面加熱場-を模擬して行われたものである。本報告では新たに有限要素解析を実施して、相関式の導出等に有用なデータを加え、データベースの充実を図った。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.73 - 82, 1985/00
被引用回数：34 パーセンタイル：93.68(Nuclear Science & Technology)JRR-3改造炉の燃料要素内の1サブチャンネルを模擬した垂直短形流路を用いて実験を行い、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いた沸騰開始時の加熱度を予測する相関式の妥当性と誤差を調べた。その結果、(i)従来のBergles-Rohsenowの式は、実測値と比較し下限値に対し約1Kの誤差で沸騰開始時の熱流束と加熱度の関係を良く予測しうること、(ii)上昇流と下向流とで、沸騰開始時の熱流束と加熱度との関係に顕著な差が無いこと、さらに(iii)上昇流、下向流いずれにおいても、沸騰開始点の加熱度にオーバシュートがほとんど見受けられず、強制対流からサブクール沸騰にいたる熱流束と加熱度の関係にも熱流束の昇時と降下時とで、顕著なヒステリシスが見受けられないことがわかった。
喜多村 和憲*; 飯田 浩正; 迫 淳
JAERI-M 9945, 25 Pages, 1982/01
国内次期装置の一候捕であるスイミングプール型トカマク炉のダイバータ板について熱・構造設計を行なった。ダイバータ板はプラズマディスラプション時の電磁力を低減するため二重管構造を採用した。冷却表面の最大熱流束はバーンアウト熱流束を十分下回り、熱的には問題なかった。機械的強度面では、冷却管(銅)のア-マー材(タングステン)接続部に過大な熱応力が発生する。熱応力による冷却管寿命を妥当なものに延ばすため、冷却水圧力を下げ、管内沸とうを促進して熱応力を軽減する方法や、ビームとダイバータ板の角度を変え、入射熱流束を低減するような対策が必要である。イオン・スパッタリングによるダイバータ板の寿命は約4年になった。
小野 綾子; 坂下 弘人*
no journal, ,
本発表では、飽和およびサブクールプール沸騰において、マクロ液膜蒸発モデルに基づいた限界熱流束予測のための、マクロ液膜形成モデルを提案する。モデルはこれまでの実験観察に基づいて構築された。モデル中では、発泡点の分布はポアソン分布に基づくと仮定している。提案したモデルによって予測されたマクロ液膜厚さは、マクロ液膜蒸発モデルに基づき、飽和およびサブクールプール沸騰における限界熱流束値の予測に用いられた。提案したマクロ液膜形成モデルとマクロ液膜蒸発モデルの組合せによりサブクール度40度までの限界熱流束を予測できる結果となった。
