Heat transfer characteristics of downward saturated boiling flow in vertical round pipes

和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 239, p.126598_1 - 126598_18, 2025/04

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2024.126598

This study reviewed the saturated boiling heat transfer research in downward flows. A database of downward flow heat transfer experiments was created using experimental studies. Saturated boiling heat transfer correlations in internal flows were collected, and no downward flow-specific heat transfer correlations were identified. The applicability of heat transfer correlations to downward flow heat transfer experiments was evaluated, and no correlation could predict the heat transfer coefficients accurately for all experimental databases. However, correlations that could predict heat transfer coefficients reasonably well were determined for each channel size. Cooper's correlation [Int. Chem. Eng. Symp. Ser. 86 (1984) 785-792] had a mean absolute percentage error (MAPE) of 11.7% for mini-channels and Kim and Mudawar's correlation [Int. J. Heat Mass Transf. 64 (2013) 1239-1256] had an MAPE of 66.5% for macro-channels. Furthermore, because the advection direction between the liquid-phase and the generated bubbles differed depending on the liquid-phase velocity in downward flows, we evaluated the prediction performance of the heat transfer coefficient for the liquid-phase velocity. For some experimental data, the prediction performance of the existing correlation for downward flow heat transfer worsened as the advection velocity of the bubbles decreased. This result is one of the issues to be addressed in the future development of heat transfer correlations.

原子炉における機構論的限界熱流束評価技術の確立に向けて,2; 機構論的限界熱流束予測評価手法確立に向けた研究とその課題

大川 富雄*; 森 昌司*; Liu, W.*; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 小野 綾子

日本原子力学会誌ATOMO, 63(12), p.820 - 824, 2021/12

https://doi.org/10.3327/jaesjb.63.12_820

原子炉設計における効率的な燃料設計および最適な安全評価のために、機構論に基づいた限界熱流束評価技術が望まれている。この長年の技術課題は、近年の詳細解析技術及び計測技術の体系的統合を段階的に進めることで、打開できる可能性がある。このため本研究専門委員会では、将来的な限界熱流束評価技術の構築に向けて、過去の膨大な研究を精査することで必要な知見を整理する。これらの議論を通して、原子炉における機構論的限界熱流束評価技術に必要な研究課題を提示する。Part2では、これまでの限界熱流束機構に関する基礎研究や限界熱流束の予測手法確立に必須な数値解析手法の発展にふれ、課題提起を行う。

塩析出を伴う海水流動沸騰熱伝達; 析出物の役割

小泉 安郎*; 上澤 伸一郎; 小野 綾子; 柴田 光彦; 吉田 啓之

日本機械学会熱工学コンファレンス2019講演論文集(USB Flash Drive), 1 Pages, 2019/10

福島第一原子力発電所事故時では、経験のない海水による炉心冷却が試みられた。これまでの海水プール沸騰熱伝達試験から、海水塩が伝熱面上に析出することにより熱伝達が低下することが指摘されている。しかし、炉内には強制対流もしくは自然対流による流動があった考えられ、流動が海水塩層の成長速度や熱伝達劣化に与える影響についても議論が必要である。本報では、沸騰伝熱面での海水塩析出に対する流動の影響を明らかにするため、海水塩析出層の挙動の観察が可能な狭隘海水流動沸騰試験装置を用いた、海水強制対流における伝熱面温度計測ならびにレーザー変位計による析出物厚さの時間変化計測結果について報告する。天然海水と同じ塩分濃度3.5wt%の人工海水から10wt%の濃縮人工海水の比較試験を実施したところ、3.5wt%海水では海水塩の析出は確認されなかったのに対して、7wt%以上の人工海水では伝熱面上に海水塩が析出し、析出が始まると壁面温度が経時的に上昇することを確認した。この海水塩の析出は、海水塩濃度が高いほど低い熱流束で開始した。この温度上昇は、これより低い熱流束条件では確認されておらず、伝熱面上に海水塩の析出が確認された熱流束のときのみで起きた。また、レーザー変位計での析出厚さ計測から、連続的な温度上昇とともに析出層が厚くなることが確認されたことから、強制対流下においても、濃縮海水では海水塩が伝熱面上に析出し、析出層が厚くなることで熱伝達が劣化することを明らかした。

Ultrahigh CHF prediction for subcooled flow boiling based on homogenous nucleation mechanism

Liu, W.; 成合 英樹*

Journal of Heat Transfer, 127(2), p.149 - 158, 2005/02

https://doi.org/10.1115/1.1844536

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。

Experimental study on cooling limit under flow instability in boiling flow channel

井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

BWRの水力不安定時には、流量変動に同期して燃料被覆が沸騰遷移とリウェットを周期的に繰り返すことが知られている。著者らは、THYNC試験装置により、実機核燃料と同長、同径の模擬燃料による22管群試験部を用いて、水力不安定実験を行った。その結果、模擬燃料出力を増加すれば、このような周期的沸騰遷移状態が発生し、さらに模擬燃料出力を増加すれば膜沸騰が持続する状態に至り、いずれの場合も模擬燃料温度は逸走しないことを確認した。周期的膜沸騰発生条件は、流量瞬時値が定常沸騰遷移曲線を下回るときで近似できた。持続的膜沸騰は、流量変動の振幅などの振動特性に依存するものの、質量流束変動の中心値が定常沸騰遷移曲線より小さいチャンネル出力で発生した。持続的膜沸騰発生条件は、低圧(2MPa以下),低流量(400kg/m2s以下)の条件では、梅川のモデルとほぼ一致した。高圧(7MPa)では、流量変動1周期間の熱バランスに基礎を置いた実験式とほぼ一致した。TRAC-BF1コードにより、周期的膜沸騰や持続的膜沸騰を予測できた。周期的膜沸騰遷移出力の予測結果はほぼ実験結果と一致したが、リウェット挙動の予測が不適切のため持続的膜沸騰遷移出力はよく予測できなかった。

Study of critical heat flux mechanism in flow boiling using bubble crowding model; Application to CHF in short tube and in tube with twisted tape under non-uniform heating conditions

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。

Numerical investigation of heat transfer enhancement phenomenon during the reflood phase of PWR-LOCA

大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1021 - 1029, 1999/11

https://doi.org/10.3327/jnst.36.1021

日本原子力研究所で実施した大型再冠水試験では高出力集合体での熱伝達が促進した。ある半径方向出力分布のもとでの炉心熱伝達の促進はPWR-LOCAにおける安全裕度を定量化するうえで非常に重要である。本研究では、多次元二流体モデルコードREFLA/TRACにより大型再冠水試験の結果を解析することにより熱伝達促進現象を引き起こす物理機構を分析した。熱伝達の促進は炉心内循環流の形成により生ずる局所液流速の増加に起因し、その循環流は半径方向出力分布により形成されるクエンチフロント下側での水頭の半径方向分布により生ずる。熱伝達促進現象を高精度に予測するための解析上の指針を提示した。

Analysis of density wave instability in a boiling flow using a characteristic method

岡崎 元昭

Transient Thermal Hydraulics,Heat Transfer,Fluid-structue Interaction,and Structural Dynamics,ASME94, 0, p.65 - 73, 1994/00

沸騰二相流中に生じる密度波振動型不安定挙動を解析するためには、流れの非定常性の物理的本質を捉えた解析をする必要がある。そのため、はじめに偏微分形の基礎式を特性曲線法によって常微分化する必要がある。沸騰二相流の特性方程式の導出に当たっては特性曲線の一つである圧力伝播速度を現実の速度に合うように導くこと、相変化項を熱力学の法則によって適切に記述することを考慮している。さらに、二種類の特性曲線によって特性化された差分方程式による数値解法を示す。本数値解法の妥当性を検証するため、温度上昇に伴う密度変化により流速が上昇する水並びに蒸気単相流について、又、相変化に伴うクオリティ変化により流速が増大する飽和二相流について質量保存とエネルギ保存が達成されていることを確認した。又、沸騰二相流に生じる密度波振動について、いくつかの影響因子をパラメータにした数値計算例を示した。

Assessment of TRAC-PF1/MOD1 and TRAC-PF1/MOD2 codes for thermal-hydraulic behavior in pressure vessel during reflood in SCTF test with an inclined radial power distribution

大貫 晃; 秋本 肇; 村尾 良夫

JAERI-M 93-138, 55 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-138.pdf:1.31MB

PWR-LOCA時再冠水過程での、圧力容器内における二次元挙動を含む熱水力挙動に対するTRAC-PF1/MOD1(MOD1)及びTRAC-PF1/MOD2(MOD2)コードの予測性能を評価するために、炉心半径方向に傾斜した出力分布をもつ平板炉心試験に対する試験後解析を行った。本報告では、MOD2コードの予測性能MOD1コードのものに比べ改良されたか否かを主に評価した。評価した結果、以下のことがわかった。(1)上部プレナム内の蓄水特性は測定結果と異なったものの、圧力容器内の水力挙動に対するMOD2コードの予測性能はMOD1コードのものより定性的には改善された。(2)炉心熱伝達に対するMOD2コードの予測性能はMOD1コードのものより劣化した。(3)数値解法の変更により、MOD2コードの計算速度はMOD1コードに比べ約1.5倍となった。

反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材/燃料比の影響; NSRRにおける冷却材流路模擬実験

丹沢 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫

JAERI-M 91-215, 40 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-215.pdf:2.03MB

本報告書は、反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材/燃料比の影響を調べるために、大気圧室温及び静水条件下で試験燃料のまわりに冷却材の流路を設けて行なった燃料照射実験の結果をまとめたものである。実験は、大気圧カプセルを使用し、単一試験燃料棒のまわりに円形または四角形の流路管を取り付け、試験燃料と接触する冷却材を制限することにより行なった。実験条件としては、冷却材/燃料比を変えるために14mm、16mm及び20mmの円筒形あるいは対面距離14mmの四角筒形の流路管を取り付け、発熱量は約150cal/g・UOから400cal/g・UOまで変化させた。この結果、試験燃料に流路管を取り付けた場合、流路管を取り付けない標準条件における実験の場合と比較して、被覆管表面の最高温度はあまり変わらないが、下流側では膜沸騰持続時間が長くなり、また、破損しきい値が約30cal/g・UO低くなる等、冷却材/燃料比が反応度事故条件下の燃料挙動に大きな影響を与えることが判明した。