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論文

Establishment of numerical model to investigate heat transfer and flow characteristics by using scale model of vessel cooling system for HTTR

高田 昌二; Narayana, I. W.*; 中津留 幸裕*; 寺田 敦彦; 村上 健太*; 澤 和彦*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

高温工学試験研究炉(HTTR)を使った炉心冷却喪失試験では、財産保護上の観点から、炉容器冷却設備(VCS)において自然対流により加熱される構造物の温度分布の評価精度向上を課題としている。伝熱流動数値解析コードFLUENTをHTTRのVCSに適用するために、予測精度を維持しつつ計算資源を節約できる合理的な2次元モデルの構築を始めた。本評価モデルの検証のため、HTTR用VCSの1/6スケールモデルによる構造物の温度に関する試験結果を使用し、解析による計算結果と比較した。本試験データは、圧力容器の温度を200$$^{circ}$$C前後に設定することで、全除熱量における自然対流伝熱の割合を20%前後と有意なレベルの伝熱現象として測定したものである。自然対流による上昇流の影響で高温となる圧力容器上部の伝熱流動特性の評価精度向上のためには、実形状の模擬および自然対流に適した乱流モデルの選定が重要となる。乱流モデルとして、剥離,再付着及び遷移流れを考慮できるk-$$omega$$-SSTモデルを選定し、従来のk-$$varepsilon$$モデルでは再現されなかった圧力容器の温度分布の試験結果とよく一致していることを確認した。このことから、k-$$omega$$-SSTモデルは、圧力容器上部の温度分布を剥離、再付着および遷移流れを再現できたと考えられ、本モデルはVCSの温度評価の精度向上に有効であることを明らかにした。

論文

Improvement of heat-removal capability using heat conduction on a novel reactor cavity cooling system (RCCS) design with passive safety features through radiation and natural convection

高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*

Annals of Nuclear Energy, 122, p.201 - 206, 2018/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

輻射及び自然対流による受動的安全性を持つ革新的な原子炉圧力容器冷却設備(RCCS)を提案した。このRCCSは、連続した2つの閉空間(RPV周囲にある圧力容器室、大気と熱交換を行う冷却室)から構成される。また、RPVからの放出熱を、できるだけ輻射を用いて効率的に除去するため、今までに無い新しい形状を採用している。さらに、作動流体及び最終ヒートシンクとして空気を用いることで、崩壊熱除去を行う際、それら作動流体及びヒートシンクを失う可能性が大幅に低減される。本研究では、熱伝導を利用したRCCSの除熱能力の向上を目指した結果、除熱できる熱流束が2倍となり、RCCSの高さを半分に、または熱出力を2倍にすることが可能となった。

論文

Experimental study on heat removal performance of a new Reactor Cavity Cooling System (RCCS)

細見 成祐*; 明石 知泰*; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*; 高松 邦吉

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

受動的安全性を備えた新しい炉容器冷却システム(RCCS)を提案する。RCCSは連続した2つの閉じた領域から構成される。1つは原子炉圧力容器(RPV)を囲む領域、もう1つは大気と熱交換をする冷却領域である。新しいRCCSはRPVから発生した熱を輻射や自然対流によって除去する。最終的なヒートシンクは大気であるため、電気的または機械的に駆動する機器は不要である。RCCSの性能を理解するためにスケールモデルを使用して実験を開始した。ヒーター壁と冷却壁に異なる放射率を設定し、3つの実験を実施した。ヒーターから放出された総熱出力および壁面温度分布に関するデータが得られた。モンテカルロ法を使ってヒーターから放出された総熱出力に対する放射の寄与を評価した。ヒーター壁を黒く塗った場合、総熱出力に対する放射の寄与は約60%まで増加できた。つまり、実機においてRPVの壁面の放射率を高くすることは有効である。同時に、冷却領域の壁面の放射率も高くすれば、大気への放射を増加できるだけでなく、RCCS内の対流熱伝達も促進できることがわかった。

論文

Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 2; Validation of JUPITER for free convection heat transfer

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on an original numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Since the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to validate the calculation of the turbulent free convection by the JUPITER. The experimental apparatus is composed of a closed test vessel and an upward-facing horizontal heat transfer surface at the bottom of the test vessel. In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the height direction on the steady condition was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution for the height direction near the side wall also was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. Therefore, we confirmed that the turbulent free convection calculated by the JUPITER is a qualitatively valid data.

論文

HTGR燃料ブロック冷却流路の流動特性の研究

辻 延昌*; 大橋 一孝*; 田澤 勇次郎*; 橘 幸男; 大橋 弘史; 高松 邦吉

FAPIG, (190), p.20 - 24, 2015/07

強制冷却喪失事故時、高温ガス炉の崩壊熱は輻射、熱伝導および自然対流で除去される。そのため、受動的な除熱量を評価し高温ガス炉の固有の安全性を確認することは重要である。本論文では、汎用熱流動解析コードを用いて、通常運転時の強制対流および強制冷却喪失事故時の自然対流を解析した。その際、燃料温度は自然対流に大きく影響されるため、炉心領域の自然対流を精度良く評価することが重要である。また、マルチホール型燃料とピンインブロック型燃料の熱流動特性についても比較を行った。

論文

Infrared thermography for analyzing heat transfer and fluid flow of benard-cell convection in a rectangular container with free surface

稲垣 照美*; 羽鳥 雅一*; 鈴木 智博*; 椎名 保顕

Proceedings of International Conference on Advanced Optical Diagnostics in Fluids, Solids and Combustion (VSJ-SPIE '04) (CD-ROM), 9 Pages, 2004/12

赤外線サーモグラフィーは2次元表面の温度分布を非接触で計測することができるため、高温領域やセンサーの設置が困難な領域における温度計測に適している。本研究では特に表面に波うちが生じる気液界面に適用し、自由表面を有する矩形容器内でベナール対流が生じている場合の温度を計測することにより従来計測が困難であった気液界面の熱伝達率を測定した。また、乱流モデルによる数値解析を行い、層流から乱流に遷移する自由表面ベナールセルの遷移過程を実験と解析で比較した。その結果、波うちを生じている気液界面の平均熱伝達率とレイリー数の関係式を求めることができた。また、局所熱伝達率はベナールセルのパターンにより変化するが、それは解析により比較的良好に実験を模擬することができるため、解析により評価することが可能であることが示された。これらから、赤外線サーモグラフィーを時間的な変動,変形のある表面温度の測定に適用することの有効性が示された。

論文

自由界面を有する矩形容器内自然対流の伝熱現象と赤外線計測

稲垣 照美*; 金児 敏信*; 羽鳥 雅一*; 椎名 保顕

日本機械学会論文集,B, 70(699), p.279 - 286, 2004/11

赤外線サーモグラフィーは非接触で二次元の温度計測を行うことができる。そこで、通常の手法での温度計測が不可能である気液界面の伝熱現象にこれを適用し、自由表面を有するベナール対流の気液界面における伝熱計測を行った。実験はシリコンオイルを用いて行い、実験結果を数値シミュレーション結果と比較して赤外線サーモグラフィーの適応性,有効性の考察を行った。その結果、赤外線サーモグラフィーにより可視化された対流のセルパターンは数値シミュレーションにより得られたパターンとよく一致した。また、気液界面における熱伝達率とレイリー数の関係は、赤外線サーモグラフィーによる実験結果と数値シミュレーション結果の両者が比較的よく一致した。これらから、赤外線サーモグラフィーは、界面の揺動等を伴い、通常の計測が不可能である気液界面における伝熱現象の計測に有効であることが示された。

論文

Research and development on passive cooling system

高田 昌二

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.185 - 195, 2004/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.64(Nuclear Science & Technology)

MHTGRの崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの高温のガスやスタンドパイプによる構造物温度及び除熱特性への影響を評価するために実験を行った。数値解析コードTHANPACST2の数値解析結果と実験結果とを比較して、圧力容器上部に設置したスタンドパイプの三次元構造をポーラスボディセルにより模擬した数値解析手法及びモデルの検証を行った。実験の結果、スタンドパイプの設置による放射伝熱の減少,高温のヘリウムガスにより過熱される上鏡部における放熱面積の減少によって圧力容器上鏡で温度が上昇することがわかった。数値解析結果は、上鏡頂部で高さとともに上昇する温度分布を適切に評価した。

論文

An Experimental study of heat transfer in an open thermosyphon

今井 悦也*; 椎名 保顕; 菱田 誠*

Heat Transfer-Asian Research, 30(4), p.301 - 312, 2001/06

サーモサイフォンを用いた受動的冷却特性を調べるため、開放型サーモサイフォンの熱伝達実験を行い、流れと熱伝達の関係を調べた。水を用いた実験結果から伝熱形態は3つに分類される。第1はレイリー数(Ram)領域、10$$^{3}$$$$<$$Ram$$<$$4$$times$$10$$^{3}$$で、加熱面の温度境界層が管中央付近にまで達する。第2は4$$times$$10$$^{3}$$$$<$$Ram$$<$$3$$times$$10$$^{4}$$で、温度境界層が壁近傍に局在し、中央下降流との伝熱が少ない。第3は3$$times$$10$$^{4}$$$$<$$Ram$$times$$3$$times$$10$$^{5}$$の領域で、下降流に流れが生じる。第3領域では管上半部で乱れが生成されるが、下半部では第2領域と同じ流れが形成された。乱れは管入口不において、下降流と上昇流の干渉により生成され、レイリー数がさらに増加すると下流に拡大される。乱れの生成とともに流れが妨げられ、熱伝達の増加が抑制される。本実験により、水を用いた場合の理論解とのずれ、各実験者による結果のバラつきの原因の一端と明らかにした。

論文

Three-dimensional numerical simulations of dust mobilization and air ingress characteristics in a fusion reactor during a LOVA event

高瀬 和之

Fusion Engineering and Design, 54(3-4), p.605 - 615, 2001/04

 被引用回数:10 パーセンタイル:36.01

核融合実験炉で真空境界破断事象(LOVA)が起きた場合の空気侵入挙動、放射化ダストの飛散挙動及び均圧後に発生する置換流挙動を高精度で予測するための熱流動解析コードを開発し、コンパクトITERの寸法諸元を模擬した体系下でLOVA解析を実施した。本解析コードは圧縮性流体の連続式、運動量式、エネルギー式と気体の状態方程式、ダスト粒子の運動方程式、置換質量計算式等から構成され、3次元解析が可能である。特にLOVA発生後のITER内での流れの非定常さや層流から乱流への遷移挙動を模擬するための乱流モデルを提案し、乱流自然対流の解析を可能とした。ITERではLOVA発生後に真空容器内に停滞するダストの100%が容器外部に流出すると想定しているが、本解析結果は容器外部への流出ダスト量は十分な時間経過後でも10%未満であることを定量的に示した。

報告書

多様な作動流体を用いた場合の重要熱流課題の特性比較

村松 壽晴; 須田 一則; 村上 諭*; 山口 彰

JNC-TN9400 2000-109, 96 Pages, 2000/11

JNC-TN9400-2000-109.pdf:9.56MB

高速炉の実用化に向け、多様な作動流体を冷却材として用いた場合の検討に資するため、原子炉基本設計を左右する重要熱流動課題として、(1)自由液面揺動、(2)温度成層化、(3)サーマルストライピングおよび(4)自然対流の4項目を取上げ、作動流体としてNa、Pb-Bi合金、Co2ガスを用いた場合のそれぞれの現象の特性変化を数値解析的に検討・評価した。得られた結果は、以下の通りである。[自由液面揺動](1)Fr数を指標とした内部流動特性および自由液面特性につき、Naを作動流体とした場合とPb-Bi合金を作動流体とした場合で有意な違いは生じない。(2)液面近傍流速を指標としたガス巻込み限界につき、AQUA-VOFコードが実験結果と概ね一致する結果を与え、同コードがガス巻込み限界の1次評価に使用可能であることを確認した。[温度成層化](1)連行現象(上下層剪断渦)の発生位置は、NaあるいはPb-Bi合金を作動流体とした場合Ri数の減少とともに下流側に移動する。一方、CO2ガスの場合には、その発生位置はRi数の減少により上流側に移動する。(2)温度成層界面の解消速度は、流体物性としての熱伝導度に大きく依存した特性を示す。すなわち、CO2ガス中に温度成層界面が発生した場合には、より積極的な界面解消策を講じる必要があることを示唆している。[サーマルストライピング](1)CO2ガスを作動流体とした場合には、大きな粘性係数値と小さな熱伝導度との相乗効果によって、より下流側まで大振幅の温度揺らぎが到達する。(2)作動流体を変更した場合、温度揺らぎ振幅を評価するためにはReを一致させる必要が、温度揺らぎ周期を評価するためには流速値を一致させる必要がある。[自然対流](1)基本的に、浮力噴流挙動に準じる特性を示す。ただし、自然循環力の立ち上がりの特性は、流体の熱容量および熱伝導度の影響を大きく受ける。なお、CO2ガスの場合には、自然循環ヘッドが大きい場合のみ、液体金属の場合と同様な温度過渡特性を示す。(2)各作動流体を用いた場合のピーク温度到達時間は、Ra数一致条件の下で評価が可能である。

報告書

Study on natural convection heat transfer in a vertical enclosure of double coaxial cylinder; Cooling by natural circulation of air

Zhang, Y.*; 武田 哲明; 稲葉 良知

JAERI-Tech 2000-065, 109 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-065.pdf:6.17MB

HTTRの圧力容器-冷却パネル空間の熱伝達特性を調べるため、一面が加熱された同心二重円筒容器内の熱放射を伴う自然対流に関する実験を行った。実験では二重円筒の環状流路幅を基準としたRayleigh数を5.6$$times$$10$$^{5}$$$$<$$Ra$$_{d}$$$$<$$1.04$$times$$10$$^{8}$$に設定した。熱放射を伴う自然対流熱伝達率をRa数、容器のアスペクト比、及び加熱・冷却面温度の関数として求めた。本試験装置のNu数はNu$$_{a}$$=$$frac{0.225・Ra_{d}^{0.25}(l/d)^{-0.25}}{1-5.442times10^{-3}(T_{0}^{4}-T_{1}^{4})^{0.191}}$$で近似することができた。また、熱流体解析コード(Fluent)を用いて数値解析を行った結果、装置各部の温度分布の解析結果は実験と一致し、熱移動現象を再現することかできた。

論文

Deposition of cesium iodide particles in bends and sections of vertical pipe under severe accident conditions

日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 吉野 丈人*; 杉本 純

Journal of Aerosol Science, 31(9), p.1045 - 1059, 2000/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.63

シビアアクシデント時の曲管及び鉛直管内におけるCsIエアロゾル挙動を調べるため、原研では直角の曲部を持つ可視化用石英管を用いてWAVE実験を行った。また、曲管の下流側を水平、鉛直上向き、下向きに変えて、配管の方向がエアロゾル挙動に及ぼす影響を調べた。その結果、上向き鉛直管への沈着量は下向き鉛直管のそれに比べて10倍以上となった。解析では、エアロゾルの主要な沈着機構はガスの温度勾配に依存する熱泳動であるため、原研の3次元熱流動解析コードWINDFLOWの結果をエアロゾル挙動解析コードART計算に反映させることにより、沈着現象をほぼ再現できることを示した。ただし、上向き鉛直管については、低温の内壁に沿って主流と逆向きの自然対流が発生するため、その影響を考慮して熱泳動モデルの主要なパラメータである熱拡散境界層厚さ及びヌッセルト数を再評価する必要性を明らかにした。

論文

Natural convection heat transfer with micro-encapsulated phase-change-material slurry

久保 真治; 秋野 詔夫

Transactions of the American Nuclear Society, 81, p.352 - 353, 1999/11

原子炉やエネルギー機器の熱を非電力用途に利用するためには、高効率の熱輸送と熱貯蔵技術が必要である。このような熱輸送に応用可能な熱媒体を試作した。これは、大きな融解凝固潜熱を有する相変化物質(PCM)をマイクロカプセル化(MCPCM)し、さらに低粘性の搬送流体中に分散しスラリー状にすることによって、常時流動性を維持させ、かつ、大きな熱量を保持させるようにした熱媒体である。純水にMCPCMを添加することによる効果を調べるため、この熱媒体を容器内に注入し、水平円柱を用いて加熱する自然対流熱伝達実験を行った。その結果、円柱の熱伝達率は、相変化が生じる温度レベル条件では、数十%程度増加するが、相変化が生じない条件ではわずかに減少することを見いだした。この熱伝達率の増加率は、MCPCM濃度を上げるに従って増加し、また、境膜温度差を小さくするに従って増加した。

論文

蓄熱カプセル内相変化流体の対流による融解に関する研究

岩佐 薫; 椎名 保顕; 稲垣 照美*

可視化情報学会誌, 19(75), p.41 - 45, 1999/10

円筒内蓄熱カプセル内相変化流体の自然対流及び強制対流による融解過程を、可視化を含む実験及び解析により調べた。実験ではカプセルとしてアクリル容器を、流体として水を用いた。また、表面熱伝達率一定とした融解解析を行い、実験との比較を行った。自然対流による融解の場合、カプセル径が小さい場合には実験と解析はほぼ一致するが、カプセル径が大きくなるとカプセル内自然対流の影響が顕著になり、両者の不一致は大きくなる。また、表面温度の不均一は小さく、相変化界面形状の非対称性は小さい。強制対流による融解の場合、表面熱伝達率の非一様性が大きいため、界面形状は非対称となる。また、表面温度の不均一性が大きくなるため、融解特性を評価するには、表面熱伝達率非一様の影響を考慮する必要がある。

報告書

A Note on the representation of rate-of-rise of the thermal stratification interface in reactor plenum

アキラ トーマス トクヒロ; 木村 暢之

JNC-TN9400 2000-015, 26 Pages, 1999/09

JNC-TN9400-2000-015.pdf:1.43MB

液体金属冷却高速炉(LMFBR)において、温度成層界面(軸方向温度勾配が最も急峻となる軸方向位置)の上昇速度を定量化することは、構造材への熱荷重を評価する上で重要である。温度成層化現象は、対流による生成エネルギーの入力があるPr>1の密閉空間内流体においても同様に発生する。LMFBRの温度成層化現象に関しては、成層界面の上昇速度を無次元数群(Ri,Re,Gr,Ra[Fr])により定量化する研究が数多く行われている。温度成層化現象は、炉容器プレナム内での過渡事象である。本研究では、エネルギーバランスを考慮に入れた概略解析(order-of-magnitude analysis;OMA)に基づく成層界面上昇速度の整理を行い、既往試験結果が1つの整理式によってまとめられることを示した。さらに、本整理は、自然/共存/強制対流問題における保存式のOMAと整合がとれていることを確認した。

論文

水冷パネルを用いる高温ガス炉の受動的熱除去特性の解析

高田 昌二; 鈴木 邦彦*; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 65(635), p.303 - 311, 1999/07

圧力容器上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する高温ガス炉の受動的崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物温度分布を実験により調べた。実験装置は頂部に19本のスタンドパイプを設置し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100kWの電気ヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。解析コードTHANPACST2を実験データに適用し、コードの解析手法と新たに提案したスタンドパイプをポーラスボディセルにより模擬した軸対象モデルの妥当性を評価した。圧力容器の最高温度が430$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力が0.47MPaの条件で、数値解析は圧力容器頂部に最高温度が現れる温度分布を適切に評価し、実験結果と比較して-25,+70$$^{circ}$$Cの差異で評価した。一方、冷却パネル除熱量の数値解析結果は、実験結果に対して4.1%低く評価した。

論文

開放型サーモサイフォン内の伝熱特性に関する実験的研究

今井 悦也*; 椎名 保顕; 菱田 誠*

日本機械学会論文集,B, 65(634), p.227 - 233, 1999/06

サーモサイフォンを用いた受動的冷却特性を調べるため、開放型サーモサイフォンの熱伝達実験を行い、流れと熱伝達の関係を調べた。水を用いた実験結果から伝熱形態が3つに分けられることを示した。第1は1$$times$$10$$^{3}$$$$<$$R$$_{am}$$$$<$$3$$times$$10$$^{3}$$の領域で加熱面の温度境界層が管中央付近にまで達する。第2は4$$times$$10$$^{3}$$$$<$$R$$_{am}$$$$<$$3$$times$$10$$^{4}$$の領域で、温度境界層が壁近傍に局在し、中央下降流との伝熱が少ない。第3は3$$times$$10$$^{4}$$$$<$$R$$_{am}$$$$<$$3$$times$$10$$^{5}$$の領域で、下降流に乱れが生じる。実験した第3領域では管の上半部で乱れが形成され、下半部では第2領域と同じ流れが形成された。乱れは、管入口部において下降流と上昇流の干渉により生成されレイリー数の増加とともに下流に拡大される。乱れの生成とともに流れが妨げられ、熱伝達が低下する。

論文

Experimental and numerical studies on performance of passive decay heat removal by a water cooling panel from a high-temperature gas-cooled reactor

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.413 - 423, 1999/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:76.19(Nuclear Science & Technology)

上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する圧力容器を有する高温ガス炉の水冷形冷却パネルによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と、空気を充填した炉室と圧力容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対称解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と新たに提案した三次元形状を有するスタンドパイプをポーラスボディセルで模擬した軸対称モデルを検証した。圧力容器最高温度430$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力0.47MPa条件で、数値解析は、最高温度が現れる圧力容器頂部温度を実験結果に対し-25、+70$$^{circ}$$Cの差異で、また、冷却パネル除熱量を実験値に対し、-4.1%の差異で比較的よく評価した。

論文

高温ガス炉の空冷パネルを用いる受動的熱除去特性

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

日本機械学会論文集,B, 65(633), p.248 - 254, 1999/05

高温ガス炉の空冷形冷却パネルによる受動的熱除去特性と構造物温度分布を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100kWヒータ内蔵の直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対象解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と解析モデルの妥当性を検証した。圧力容器最高温度514$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力0.64MPa条件で、数値解析は、圧力容器温度を実験結果に対し-10$$^{circ}$$C、+50$$^{circ}$$Cの差異で比較的よく表すとともに、冷却パネル除熱量を実験値に対し-15.4%の差異で比較的よく評価した。

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