Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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
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.
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
被引用回数：1 パーセンタイル：27.01(Thermodynamics)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.
小川 益郎*
JAEA-Technology 2019-010, 22 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-010.pdf:1.5MB
円管内流れは、流れが実際に遷移し、遷移流が間欠性を示すにもかかわらず、あらゆる小さな外乱に対して線形的に安定である。このことは、流体力学ではまだ解決されていない大きな課題の一つである。そこで、著者は、これまで誰も気がつかず認識してこなかった事実を初めて指摘する。この事実というのは、「円管内の流れは、流れの剥離によって、円管入り口付近に形成される剥離泡から放出された渦のために層流から遷移し、そして渦放出が間欠的であるために遷移流が間欠性を示す。」というものである。この事実は、円管の入口形状が遷移レイノルズ数に大きく影響することや、第3の遷移現象に分類されている外側円筒が支配的に回転する同心二重円筒間の流れが円管内の遷移流れと同様に流れの剥離によって間欠性を示すといった、多くの実験結果によって裏付けられている。本研究によって、高温ガス冷却炉の熱流体設計において最も重要な課題の一つである熱伝達促進のために、急縮小型の入口形状が遷移開始レイノルズ数をできる限り小さくできることを明らかにした。
橘 幸男; 本谷 浩二*; 竹田 武司; 七種 明雄; 篠崎 正幸; 磯崎 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦
Nuclear Engineering and Design, 201(2-3), p.227 - 238, 2000/10
被引用回数：3 パーセンタイル：26.03(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)では、平成9年2月に非核加熱で1次冷却材を昇温する試験を実施したが、その際、原子炉容器上部のスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。HTTRの定格運転時に、これらの温度が設定値を超えることが予測されたため、昇温を防止するための対策について検討し、対策を施した。2段階の昇温防止対策を施工後、対策の効果を実証するための確認試験を実施した。確認試験結果及び温度解析結果から、昇温防止対策が適切であり、定格運転時に設計温度を満足する見通しを得た。
橘 幸男; 本谷 浩二*; 小嶋 崇夫; 竹田 武司; 江森 恒一; 猿田 徹; 伊与久 達夫; 國富 一彦
JAERI-Tech 2000-026, p.61 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-026.pdf:2.18MB
高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを昇温する試験を実施中にスタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。スタンドパイプ内構造物の一部構造変更後、温度は大幅に低下したが十分ではなかった。そこで、追加の昇温防止対策について検討し、確認試験により決定した。昇温防止対策を所定のスタンドパイプに設置した後、確認試験を再度実施し、昇温防止対策の効果について最終的に確認した。本報告は、再度実施した確認試験の結果及び昇温防止対策の効果についてまとめたものである。有限要素法解析の結果、定格条件での1次上部遮へい体最高温度は、確認試験と同条件で67
、実機パージガス流量配分条件で75となり、1次上部遮へい体の設計温度88を満足できる見通しを得た。
橘 幸男; 國富 一彦; 本谷 浩二*; 沢 和弘; 竹田 武司; 七種 明雄; 川路 さとし; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 98-027, 74 Pages, 1998/07
高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを昇温する試験を実施中に、スタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が想定以上に上昇した。スタンドパイプ内構造物の一部構造変更を行い再度昇温したところ、温度は大幅に低下したが十分ではなかった。そこで追加の昇温防止対策について検討し、仮設の対策を施し確認試験を実施した。本報告は、追加昇温防止対策、確認試験結果、確認試験に関する解析結果等についてまとめたものである。定格条件での1次上部遮へい体最高温度は、試験結果の直線外挿では約100
C、有限要素法解析では約85Cとなり、別途実施している遮へい体の含水量の測定結果とあわせて、定格運転時の遮へい性能を確保できる見通しを得た。
國富 一彦; 橘 幸男; 本谷 浩二*; 中野 正明*; 七種 明雄; 竹田 武司; 伊与久 達夫; 石仙 繁; 澤畑 洋明; 大久保 実; et al.
JAERI-Tech 97-040, 91 Pages, 1997/09
高温工学試験研究炉において、非核加熱で1次ヘリウムガスを約110Cまで昇温させる試験を実施中に、スタンドパイプ内雰囲気及び1次上部遮へい体の温度が測定以上に上昇した。そこで、その原因を解析及び試験により特性するとともに、スタンドパイプ内構造物の一部構造変更により、温度上昇を防止する対策を定めた。また、対策に伴う構造変化により、炉内の流量配分に悪影響が無いこと、制御棒ワイヤーと改造後の構造物の接触が無いことを確認した。本報は、昇温の原因、構造変更の内容、構造変更による影響評価の結果を示したものである。
小川 益郎; 功刀 資彰
Fusion Engineering and Design, 29, p.233 - 237, 1995/00
被引用回数：11 パーセンタイル：71.29(Nuclear Science & Technology)トカマク真空容器への冷却材侵入事象は、核融合実験炉で過酷な結果を生じる最も重要な事象のうちの1つである。冷却材侵入事象(ICE)は、真空容器内での冷却材配管破断に始まり、真空中への水侵入、高温プラズマ対向壁との水の衝突、化学反応を伴う蒸発へと進展する。このとき圧力上昇によって真空容器が破れ、放射性物質が真空容器外へ洩れ出る可能性がある。それ故、ICE時のこの圧力上昇を評価する必要がある。そこで、真空中での水の蒸発と高温面での水の蒸発による圧力上昇を調べるため、真空容器内への水噴出に関する実験を行った。小破断を模擬して水噴出口の直径は、0.5,1.0,2.0,5.0mmとし、噴出圧力を0.2~0.6MPaまで変えた。真空中での水噴出の水力学的挙動を調べ、水性の凍結を確認した。また、300Kまでの過熱度に対して、高温壁面上での水の蒸発による圧力上昇速度特性を得た。従来の相関式は本実験結果を予測できなかった。
竹田 武司; 國富 一彦; 石原 啓介*
JAERI-M 93-215, 32 Pages, 1993/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒スタンドパイプの内部には、クラッチ及びモータ機構により構成される制御棒駆動装置(CRDM)が収納されている。CRDMはヘリウムガス雰囲気であり、ヘリウムガス温度が60Cを超える場合には、絶縁材の耐熱性が損なわれ、CRDMが正常に機能しないことが考えられる。そのため、縮尺1/2で全スタンドパイプを模擬し、スタンドパイプ廻りの空気流を表面タフト法により可視化した試験を行い、CRDMの冷却のために最適な空気の吹出口、吸込口の条件を求めた。試験の結果、全スタンドパイプを取り囲む1対のリングダクトに設ける空気の吹出口、吸込口は30゜間隔で各々5箇所に選定した。さらに、解析コードSTREAM及びSSPHEATを用いて、本条件下におけるCRDM廻りのヘリウムガス温度分布を求めた。解析の結果、何れの制御棒スタンドパイプにおいてもCRDM廻りのヘリウムガス温度は、その制御温度である60Cを満足した。
M.Li*; 伊藤 治彦; 白石 忠男; 斎藤 隆; 雨澤 博男; 板橋 行夫; 市橋 芳徳
JAERI-M 90-190, 35 Pages, 1990/11
キャプセルでの照射試験において、低温・均一温度照射を実現するために、JMTRのキャプセルにヒートパイプを利用することを計画している。そのためには比較的低温(100~300C)で作動し、小径で高熱流束が得られるヒートパイプが必要である。本報告書は、このような条件に適合するヒートパイプの構造をサーベイし、その性能を知るための計算評価をまとめたものである。本計算評価は、軽水炉で最も使用し易い、水を作動液としたヒートパイプについて行なった。計算の結果、作動温度が200C以上では、溝付ウイックを有するヒートパイプ又はウイック無しのヒートパイプが、高熱流束を得るためには適切であり、作動温度が120C以下の場合、金網ウイック付きのヒートパイプが優れていることが分かった。
安田 秀志; 神野 郁夫; 松村 和彦*; 滝塚 貴和; 小川 徹; 金子 義彦; 青木 英人*; 尾崎 修*; 荒木 達雄*; 楮 修*; et al.
J. Space Technol. Sci., 5(2), p.5 - 14, 1990/00
宇宙用の超小型炉発電システムの概念の提起を行なった。打ち上げ時の安全性を確保するため被覆粒子燃料は炉心と分離してロケットに積まれる。炉心で発生した熱はリチウムヒートパイプを使って熱電変換器に運ばれ5.4%の熱効率で約80kWeの発電を行う。熱電変換器の二次側はカリウムヒートパイプにより除熱され、ラジエータで空間へ熱放射される。熱電変換器は48パネルで450kg、二次側ヒートパイプと放熱面積72m
、質量500kgとなった。また、将来技術として期待できるアルカリ金属熱電変換器及び液滴放熱器についても検討を行い、約4倍の電力を発生できる見通しを得た。なお、これらの発電システムの形状、質量は現在日本で開発中のHIIロケットにより打ち上げが可能であることが判った。
功刀 資彰; M.Z.Hasan*; ARIESチーム
Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.882 - 885, 1989/00
ARIESプロジェクト研究は、トカマク型動力炉の概念計を米国内の各研究期間の協力の下に行うものである。この研究プログラムに1988年から原研も参加しており、その第1段階であるARIES-I設計が決定された。この設計では、ブランケットはSiC複合材で構成され冷却材として固体粒子(5~10
m)を混入したCO
ガスが用いられることになっている。微小固体粒子の混入によって、系の圧力を上げることなく、高い伝熱性能が得られる。しかし、その伝熱流動の詳細な機構は不明であるため、本研究では著者の一人が既に開発したコードを大幅に修正して固気混相流のシミュレーションを円管内乱流と急拡大管内乱流について実施した。その結果、固体粒子による乱流強度の増加が示され、熱伝達増大の機構が検討された。
露崎 典平; 斎藤 隆; 根岸 完二*
JAERI-M 88-227, 12 Pages, 1988/11
材料試験炉で短期間に高い中性子照射量を得ようとすると、中性子束密度の高い照射孔に試料を装荷しなければならず、材料試料でもガンマ発熱により500C以上となってしまう。中性子束密度の高い照射領域で低温照射を実施するためには、試料の発熱を効率良く除熱する必要があり、可変コンダクタレスヒートパイプを除熱素子として利用する方法が検討されている。本報告書は、キャプセル用可変コンダクタンスヒートパイプの開発に関して、その基礎データを得るために実施した実験とその解析について述べたものである。
神永 文人*; 露崎 典平; 斎藤 隆; 紺野 貞信*; 岡本 芳三*
Inst. Space Aeronaut. Sci., Rep., No. 6, p.55 - 60, 1988/00
原子炉の出力上昇時における炉内照射試料の発熱量変化を模擬して、その過渡変化時におけるヒートパイプの熱輸送応答を実験的に求めた。
露崎 典平; 菱田 誠; 斎藤 隆; 根岸 完二*; 岡本 芳三
ヒートパイプ技術; 日本ヒートパイプ協会会報, 17, p.20 - 34, 1986/00
ヒートパイプは1963年にアメリカ原子力委員会の特許となったが、その後宇宙技術の名のもとに開発が進められて来た。原子力関連では宇宙原子炉での熱交換器を始め、放射性物質輸送容器の除熱、
Co発熱源の冷却、放射性廃棄物貯蔵タンクの除熱等に用いられている。また核融合関係ではブランケットの冷却装置として計画されている。ここでは、これまでに入手できた資料をもとに、原子力関係および核融合関係に用いられているヒートパイプの使用状況とその仕様について調べたので標記協会会報に投稿する。
露崎 典平; 斎藤 隆; 菱田 誠; 根岸 完二*; 岡本 芳三
ヒートパイプ技術; 日本ヒートパイプ協会会報, 18, p.22 - 36, 1986/00
宇宙航行体は、近年大型化しておりその動力源も大型化かつ長寿命化に向かいつつある。たとえば、アメリカのSP-100プログラムに象徴されるように、電気出力で100kWの原子動力装置の開発が進行している。ここでは、熱電子変換システムと冷却系に、信頼性の高いヒートパイプが、数多く採用されようとしている。本文はこれらの現状と今後の進展について記述している。
秋野 詔夫; 椎名 保顕; 根小屋 真一; 滝塚 貴和; 江森 恒一; 佐野川 好母; 岡本 芳三
JAERI-M 9195, 41 Pages, 1980/11
本報告書は、高温燃料試験体を大型高温ヘリウムガスループ(HTGL)に接続するために製作された高温配管の設計・製作・運転・性能等についてまとめたものである。本配管は、HTGLの加熱体から高温燃料試験体までの入口配管と、試験体からHTGLの再生熱交換器までの戻り配管とから成り立っている。戻り配管の試験体側には、混合冷却器が組み込まれている。本配管の方式は、内部断熱の単管である。構造上の特徴は、ガス流路と一体化された金属箔パッケージ型の断熱層を用いた点にある。また、バイパス流れを防止するための区画板も一体化されている。本配管の外径は216mm
、流路径は38mm、最高温度は850C、最高圧力は40気圧である。
