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佐竹 信一*; 功刀 資彰*; 内藤 宣仁*; 高瀬 和之; 小瀬 裕男*
第18回数値流体力学シンポジウム講演要旨集(CD-ROM), 4 Pages, 2004/12
乱流は原子炉内でよく見られる現象であり、流体中の乱れのエネルギーによって伝熱機構や流動パターンが大きく変化することがわかっている。特に、磁場中においては流路内の速度分布は壁近傍で特有の速度勾配を持つことが指摘されている。そこで、磁場中における大規模乱流構造を直接計算によって調べた。基礎方程式は直交座標の3次元非圧縮性Navier-Stokes方程式と連続の式である。空間方向の離散化は、流れ方向にフーリエスペクトル法、流れと垂直方向に二次精度中心差分を用いた。また、時間方向には、非線形項は三次精度Runge-Kutta法、粘性項はCrank-Nicolson法で離散化した。一連の解析で予測した磁場中における高レイノルズ数乱流速度分布は、実験値とよく一致することがわかった。本提案の解析手法を使って磁場中における乱流構造を直接計算できる高い見通しが得られた。
M.Z.Hasan*; 高瀬 和之
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.1202 - 1205, 1993/00
核融合炉のプラズマ対向機器内に設置される矩形冷却材流路は、流路片面にだけ大きな熱負荷を受けるため、流路表面に非均一な熱流束分布を生じる。また、磁性流体の場合には炉内の強い磁気の影響でMHD効果を生じる。そこで、本研究では矩形流路内MHD層流熱伝達に及ぼす非均一熱流束及びMHD効果の影響を、数値的に評価したものである。作動流体は液体リチウム、流路材質はバナジウム合金、計算パラメータはハルトマン数、アスペクト比及びプラズマ対向面とそれ以外の面との熱流束比である。矩形流路の伝熱性能はアスペクト比の増加とともに向上するが、最適な伝熱性能を示すアスペクト比はハルトマン数の関数となることがわかった。
高瀬 和之
流体工学部門講演会講演論文集, p.266 - 268, 1993/00
核融合炉のプラズマ対向機器内に設置される冷却材流路は、流路片面だけに大きな熱負荷を受けるため、流路表面に非均一な熱流束分布を生じる。また、磁性流体の場合にはMHD効果が速度分布を通して伝熱に寄与される。本研究では、十分に発達したMHD層流条件下で、矩形冷却材流路の熱伝達に対する非均一熱流束と流路アスペクト比の影響を数値的に調べた。本検討により、プラズマ対向面上のヌッセルト数は比均一熱流束の増加とともに減少し、アスペクト比の増大とともに増加することがわかった。また、最も良好な伝熱性能を示すアスペクト比はハルトマン数の関数として表せられることを示した。