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小泉 安郎; 吉沢 翔太*
Proceedings of the ASME 2014 International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE 2014) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/11
圧力0.1MPaの条件で、水蒸気を用いて凝縮伝熱実験を行った。機能化伝熱面を用いて滴状凝縮熱伝達の向上化を調べた。伝熱面を金メッキとすることにより滴状凝縮が出現することを確認した。伝熱面を溝形状とすることにより機能化を図った。溝は矩形形状とし、溝深さ、溝頂部幅、溝底部幅はそれぞれ、2mm
2mm2mm、3mm3mm3mm、および、2mm3mm2mmであった。溝付き伝熱面熱流束はいずれの場合も平面金メッキ伝熱面の場合の熱流束より向上した。溝形状が2mm2mm2mmの条件では溝の頂部と壁面が金メッキされている場合の熱伝達向上化が最も高く、向上化率は1.53であった。また、溝頂部幅を広くすることは伝熱面を平面に近付けることを意味し、熱伝達向上化への方向性としては適切ではないことが判明した。溝頂部を作り、また、溝窪みに凝縮水を集めたことで、溝頂部をより蒸気へさらす結果となり、熱伝達向上化へ繋がったと考えられる。
近藤 昌也; 中村 秀夫; 安濃田 良成; 最首 貞典*; 小幡 宏幸*; 島田 ルミ*; 川村 慎一*
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/00
横型熱交換器を用いた静的格納容器冷却系(PCCS)が検討されている。横型熱交換器の伝熱特性評価のため、水平単一U字伝熱管を用いた実験を行った。実験の結果、伝熱管入口端付近の環状流の局所熱伝達率を既存のモデルが過小評価する傾向があることがわかった。また、同時に行った可視化実験(伝熱管の一部区間に可視窓を取り付け、高速度ビデオを用いて行った)から、環状流の液膜表面に多数の巻波が存在することを確認した。そこで、巻波が液膜を撹拌、伝熱を促進するとの仮定の下に、局所熱伝達率を巻波の時間あたりの通過頻度に対して整理したところ、両者の間には強い相関関係があることを見出し、仮定を裏付けた。さらに、この相関関係を基に、液膜の通過頻度を考慮した、水平管内環状流凝縮熱伝達率を与えるモデルを提案した。
与能本 泰介; 大津 巌; Svetlov, S.*
Proceedings of 3rd Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-3), p.521 - 528, 2002/00
原研では、将来型軽水炉システムの熱水力に関する研究計画を進めている。本論文では本計画の概要と最近の二つの研究内容を紹介する。初めに、SG二次側冷却による長期崩壊熱除去手法の評価のためには、蒸気発生器伝熱管群での非一様流動挙動解析手法の検討が重要であることを述べる。我が国の産業界が計画中の次世代加圧水型炉APWR+では、このような崩壊熱除去システムの使用が計画されている。次に、革新的原子炉用の非常用熱交換器に関し、ロシアのSPOT実験データを用いた検討について紹介する。この検討では、実験に用いられた曲がりや短い直線部を有する伝熱管の管内凝縮伝熱量が、十分長い直管で得られた凝縮相関式を用いて数%の精度で予測できることが示された。
功刀 資彰; 高瀬 和之; 栗原 良一; 関 泰; 柴田 光彦
Fusion Engineering and Design, 42, p.67 - 72, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：68.41(Nuclear Science & Technology)本論文は、国際熱核融合実験炉ITERの核融合熱流動安全性研究のうち、原研で実施されている真空容器内冷却材侵入事象(ICE:Ingress of Coolant Event)を調べるための予備試験装置を用いて最初に得られた実験結果についてその特徴をまとめたものである。実験は、容器内初期圧力が真空の場合と大気圧の空気で満たされた場合について、容器内圧力及び壁面温度の経時変化を測定し、安全性解析コードの性能・精度検査データとして提供することを目的とした。主な実験結果としては、容器内における圧力上昇は真空条件の方が初期1気圧条件に比べて格段に圧力上昇が小さいこと、及び冷却材衝突面での温度降下が極めて大きいことが明らかとなった。この原因として、容器内での比凝縮性ガスの存在、容器内へ噴出した水の蒸発形態及び容器に取り付けた各種ノズル・パイプ内での凝縮効果が指摘された。
熊丸 博滋; 小泉 安郎; 刑部 真弘; 川路 正裕; 田坂 完二
86-WA/NE-8, p.1 - 6, 1986/00
大型非定常試験装置(LSTF)はPWRを、高さを同一にし、体積を1/48に縮尺した、小破断LOCA及び異常過渡事象実験用の総合実験装置である。このLSTF装置において、炉心出力が5% および、2% の状態で、1次系内冷却材が減少し、蒸気発生器ではリフラックス凝縮熱伝達となっている状況下で、蒸気発生器2次側水位を低下させ、その炉心冷却へ与える影響を調べた。その結果、炉心出力が5%及び2%の場合、2次側水位がそれぞれ10%、及び6%に低下するまで蒸気発生器は1次系冷却に有効に働いた。また、2次側水位下の1次系から2次系への熱通過率は2.5
1.0kw/m
Kであった。この結果は、PWRの蒸気発生器による冷却限界を検討する際に、有用な手掛りとなるものと考えられる。
