Heat transfer coefficient modeling for downward saturated boiling flows in vertical pipes

和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊詞*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 249, p.127219_1 - 127219_16, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.ijheatmasstransfer.2025.127219

Two saturated boiling heat transfer correlations for downward flows in vertical circular pipes depending on wall superheat or wall heat flux as input parameters were developed based on a heat transfer experimental database. Owing to the absence of heat transfer correlations specifically developed for downward flows, existing heat transfer correlations for different flow directions were evaluated to determine their applicability to predicting the downward flow heat transfer coefficient. The results revealed that even the most accurate correlation showed a mean absolute percentage error (MAPE) of 66.5%, highlighting the need for improving predictive performance. In response, the downward flow heat transfer correlation was modeled by integrating a nucleate boiling heat transfer term and a forced convection heat transfer term. The Dong-Hibiki correlation, a two-component, two-phase heat transfer correlation for downward flows, was adopted for the forced convection heat transfer term. The Forster-Zuber correlation, developed as a wall superheat function, and the Cooper correlation, developed as a wall heat flux function, were used for the nucleate boiling term to develop the heat transfer correlations where either wall superheat or wall heat flux is known. Notably, the Dong-Hibiki correlation has been validated over a wide range of experimental conditions. A correction factor was applied to the nucleate boiling term to address errors caused by applying Foster-Zuber and Cooper correlations to downward flows. The two developed correlations achieved an MAPE value of approximately 20%, representing an improvement of roughly 40% over existing correlations of heat transfer coefficients.

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.

Flow-accelerated corrosion of type 316L stainless steel caused by turbulent lead-bismuth eutectic flow

Wan, T.; 斎藤 滋

Metals, 8(8), p.627_1 - 627_22, 2018/08

https://doi.org/10.3390/met8080627

In this study, an LBE loop referred to as JLBL-1 was used to experimentally study the behavior of 316L SS when subjected to FAC for 3000 h under non-isothermal conditions. An orifice tube specimen, consisting of a straight tube that abruptly narrows and widens at each end, was installed in the loop. The specimen temperature was 450 centigrade, and a temperature difference between the hottest and coldest legs of the loop was 100 centigrade. The oxygen concentration in the LBE was less than 10 wt.%. The Reynolds number in the test specimen was approximately 5.310. The effects of various hydrodynamic parameters on FAC behavior were studied with the assistance of computational fluid dynamics (CFD) analyses, and then a mass transfer study was performed by integrating a corrosion model into the CFD analyses. The results show that the local turbulence level affects the mass concentration distribution in the near-wall region and therefore the mass transfer coefficient across the solid/liquid interface. The corrosion depth was predicted on the basis of the mass transfer coefficient obtained in the numerical simulation and was compared with that obtained in the loop; the two results agreed well.

Water flow experiments and analyses on the cross-flow type mercury target with perforated plates

羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 田川 久人*; 久木田 豊*

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

大強度陽子加速器計画で建設される物質・生命科学実験施設の核破砕ターゲットとして、陽子ビームの入射方向に対して直交する方向に水銀が流れるクロスフロー型ターゲット構造を検討してきた。本報告では合理化設計の一環として、内部構造をより簡素化し、製作性の向上と製作コストの低減を目指した多孔板を用いる方式について、その有効性を非加熱の水流動実験及び解析により検討した。多孔板を有するクロスフロー型水銀ターゲットの実規模アクリルモデルを製作し、PIV(Particle Image Velocimetry)法を用いてモデル内の水流速分布を測定するとともに、流動解析を行い実験値と比較した。その結果、多孔板によりクロスフロー型の流れが実現できること、また、解析モデルは冷却に特に重要となる陽子ビーム照射領域での流れパターンを良く再現できることがわかった。

BWR核熱不安定模擬試験装置THYNCの試験部オリフィス及びスペーサの流動抵抗

井口 正; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAERI-Research 2002-006, 152 Pages, 2002/03

JAERI-Research-2002-006.pdf:5.52MB

筆者らは、BWR炉心での核熱水力不安定性の機構を解明するために、THYNC実験を行っている。THYNC実験では、実炉の炉心流動を忠実に模擬すべく、試験部出口にオリフィス抵抗体を、試験部内に丸セル型スペーサを設置している。THYNC実験データの解析には、オリフィス抵抗体やスペーサの流動抵抗を知っておく必要がある。そこで、THYNC試験装置のオリフィス抵抗体及びスペーサの単相流時及び二相流時の流動抵抗を測定した。その結果を用いて、流動抵抗のパラメータ依存性を検討した。併せて、分離流などの基本的な二相流モデルの二相流増倍係数に対する適用性を検討した。その結果、以下のことがわかった。(1)単相流時の流動抵抗は、Re数の関数として、圧力,質量流束の影響を表現できる。また、流動抵抗の予測には、従来の予測法により、流動抵抗を精度よく予測できる。ただし、スペーサについては、流路占有率などの複雑な形状依存性があるため、流動抵抗の高精度の予測には、実験で実験定数を定める必要があった。(2)二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力2MPa~7MPaでは線型関係とみなせる。二相流増倍係数とクオリティの関係は、圧力,形状に依存し、質量流束の影響は小さい。(3)オリフィス及びスペーサの二相流増倍係数は、分離流モデルで20%の精度で予測できる。適用範囲は、圧力2MPa~7MPa,質量流束133kg/ms~667kg/msである。一方、均質流モデルでは、実験定数を導入しないと高精度の予測はできない。形状に依存した実験定数を導入することにより、20%の精度で予測できる。

Visualization of simulated molten-fuel behavior in a pressure vessel lower head using high-frame-rate neutron radiography

中村 秀夫; 柴本 泰照; 安濃田 良成; 久木田 豊*; 三島 嘉一郎*; 日引 俊*

Nuclear Technology, 125(2), p.213 - 224, 1999/02

https://doi.org/10.13182/NT99-A2943

高温(≦773K)で液状の鉛ビスマス合金の水中あるいは空の模擬容器への落下挙動を、高速度撮像の中性子ラジオグラフィで観察した。高速ビデオカメラ、イメージインテンシフィヤ及びJRR-3Mの高速中性子ビームにより、溶融及び固化金属と水、沸騰による水蒸気との激しい相互作用を、最高500フレーム毎秒で明瞭に可視化した。さらに、金カドミニューム合金のトレーサー粒子を混入することで、水中に落下した溶融金属の流速分布計測をPIV法を用いて実施した。以上の結果から、本可視化手法が、金属/気相/液相混合物の、高速でかつ複雑な現象の観察に適用可能なことを示した。

Experimental analysis for 3-D flow in lower plenum by flow visualization

国井 克彦

Flow Visualization and Image Processing 1997, Vol.2, p.592 - 597, 1997/02

流れの可視化・画像計測技術を用いた実験により、原研型受動的安全炉JPSRの下部プレナム内三次元流況を調べた。実規模の下部プレナム内流況を模擬するために、設計寸法比1/10の透明な試験容器が使われた。得られた結果は以下のようである。(1)内そう物がない状態での下部プレナム内三次元流況は、三次元渦を伴うとても複雑なもので、かつ時間変動も示した。炉心流入前の流況を平坦化するためには、流れを詳細に調べ平坦化法を検討する必要がある。(2)テストケースであるが、炉心のすぐ下に一枚の多孔板を取付けることにより、炉心流入前の流況はかなり平坦化し、時間変化もほとんど消えた。従って、多孔板を調整することにより、炉心流入前の流況は平坦化できる、との見通しを得た。(3)流れの可視化・画像計測技術は、下部プレナム内流れの解析に有効であることがよくわかった。

Application of high-frame-rate neutron radiography with a steady thermal neutron beam to two-phase flow measurements in a metallic rectangular duct

日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 松林 政仁

Nuclear Technology, 110, p.422 - 435, 1995/06

https://doi.org/10.13182/NT95-A35111

中性子ラジオグラフィ技術を流体の研究に応用するため中性子源、シンチレーター、高速度ビデオ及びイメージインテンシファイアに関して最新の技術を導入し、定常熱中性子源を用いた高速度中性子ラジオグラフィを開発した。このシステムは、記録時間の長さ、1000フレーム/秒までの高速度撮像、トリガ信号不要等多くの利点を有している。このシステムを用いて金属矩形管内の空気-水二相流の可視化を250、500、及び1000フレーム/秒の撮像速度で行った結果、得られた連続画像は、流れのメカニズム観察、流れの特性測定に十分な画質を有していることがわかった。可視化実験により、この新しい技術が、通常の光学的手法やX線ラジオグラフィが適用できない場合において高速流動現象の可視化及び計測に特に有効であることが確認された。

Evaluation of core thermal and hydraulic characteristics of HTTR

丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(94)90084-1

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495Cを下回っている。

高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,VI; HENDEL多チャンネル試験装置によるクロス流れ試験結果

高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟

日本原子力学会誌, 33(6), p.564 - 573, 1991/06

https://doi.org/10.3327/jaesj.33.564

HENDELに設置されている燃料体スタック実証試験部の多チャンネル試験装置(T-M)は、HTTRの炉心1カラムを模擬した大規模試験装置である。このT-Mを使って、クロス流れ試験を実施した。本試験の目的は、黒鉛ブロックの外周から冷却材流路内にギャップを通ってクロス流れを生ずる場合の燃料体の熱流動特性を調べることである。クロス流れは、加熱領域の上部から3段目と4段目の黒鉛ブロック間に設定した平行ギャップにより、強制的に発生させた。平行ギャップ幅が0.5~2mmの場合のクロス流量は、加熱時には総ヘリウムガス流量の43~56%、等温流時には5~37%であった。また、クロス流量はギャップ幅の減少に伴ってNo.1~6流路で構成される内側流路よりもNo.7~12流路から成る外側流路に多く流れ込むことがわかった。