Influence of steam flow rate on oxidation kinetics of silicon carbide at 1400-1600 C

Pham V. H.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 石橋 良*; 佐々木 政名*

Corrosion Science, 255, p.113098_1 - 113098_9, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2025.113098

Being expected as materials for accident tolerant fuel cladding tube, oxidation behavior and kinetics of silicon carbide (SiC) under extreme conditions like severe accidents must be elucidated. In this study, oxidation tests of SiC at 1400-1600 C for 1-5 h, at atmospheric pressure, under two different flow rates of HO/Ar gas mixture have been conducted to investigate the influence of steam flow rate on the formation of SiO scale and its subsequent volatilization. The oxidation tests were conducted via a newly developed test facility using laser as a heat source. Oxidation kinetics of SiC was evaluated via mass change of samples before and after the oxidation tests. Parabolic oxidation rate representative for SiO formation and linear volatilization rate reflecting its volatilization were calculated, based on these mass changes. The Arrhenius dependence of the parabolic oxidation and linear volatilization rate constants were then plotted. Results of this study indicated that SiC exhibits excellent performance under the conditions investigated. Steam flow rate has a significant influence on volatilization of SiO but has minor effects over its formation. Oxidation of SiC in steam at high temperature may follow mass gain or mass loss regime, depending on the steam flow rate. Two oxidation patterns were suggested and discussed. In the first oxidation pattern, the SiO formation is dominated over its volatilization. The second oxidation pattern (steady stage) is reached when the SiO formation rate is equivalent to its volatilization rate. Time to reach this steady stage was defined, based on the parabolic oxidation rate and linear volatilization rate.

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.

乱流単相流の対向複合対流熱伝達(受託研究、翻訳資料)

茂木 孝介; 柴本 泰照; 日引 俊詞*; 塚本 直史*; 金子 順一*

JAEA-Review 2024-039, 45 Pages, 2024/09

JAEA-Review-2024-039.pdf:2.23MB

既往研究において様々な対向複合対流の熱伝達相関式が提案されているが、それらは様々な試験装置、流路形状、試験流体、熱流動パラメータの範囲で実施された実験結果に基づいている。従って、使用に際してその適用範囲や外挿性を踏まえた上でどの相関式を選択すべきかを整理しておくことは重要である。本稿では既存の対向複合対流の熱伝達相関式についてレビューした。また、複数の既往実験データと各相関式との比較を行い、相関式の予測性能を評価した。その結果、Jackson and Fewster相関式、Churchill相関式、Swanson and Catton (IJHMT)相関式は、全ての実験データを精度良く予測可能であった。さらに、代表長さに水力等価直径を用いることにより流路形状の違いに関わらず相関式が適用可能であり、支配パラメータの無次元化により試験流体によらず相関式が適用可能であることを確認した。

Study on the two-phase flow in simulated LWR fuel bundle by CFD code

小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.666 - 677, 2019/08

機構論に基づいた限界熱流束(CHF)予測手法は、軽水炉燃料の最適設計や安全評価に必要である。CHFを予測するためにはバンドル内を流れる気泡の大きさや速度が必要となるが、既存の気泡運動に関する方程式を用いて、複雑な形状の燃料集合体内の気泡の大きさや速度を求めることは不可能である。そこで、本研究では、界面追跡法を用いた数値解析により、直接的に燃料集合体内の二相流データを得る。解析コードは原子力機構で開発しているJUPITERを用い、44バンドル体系において断熱条件で解析した。解析結果と既存の二相流研究データと比較することで解析コードの妥当性を検証し、CHF評価のための数値シミュレーション利用についてその可能性を確認した。

強制流動サブクール沸騰DNBにおける伝熱面温度変化の予測

Liu, W.; Podowski, M. Z.*

日本機械学会熱工学コンファレンス2015講演論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2015/10

強制流動サブクール沸騰を用いた高熱機器の出力は、冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)に制限される。定常の核沸騰から逸脱し、不安定な気液共存伝熱である過渡沸騰、あるいは伝熱面温度の著しい上昇をもたらす膜沸騰の開始点として、Departure from Nucleate Boiling (DNB)が限界熱流束と深く関係する。今後の高熱機器の熱設計は、DNBを含む各伝熱過程に対し物理現象に基づいたモデリングを行い、温度の著しい上昇を含む温度過渡変化を計算することによってCHFを予測することが期待されるが、その技術は確立されていない。そこで、本報では、DNB時における伝熱流動を、Liquid sublayer dryoutモデルに基づいてモデリングし、熱伝導方程式を解くことによって液膜厚さや伝熱面温度の過渡変化を得られた。大気泡下の液膜は、蒸発によってdryoutし、DNB発生する過程を予測できたが、実験で確認された、ヒータ焼損につながる温度の著しい上昇が再現されなかった。これを再現するには、DNB発生時の壁面と接触した大気泡速度、及びDNB発生後の過渡沸騰や膜沸騰領域の伝熱をモデル化する必要があると考える。

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。

平面乱流衝突噴流熱伝達の直接数値シミュレーション; 上壁を有する場合の衝突距離による局所熱伝達率の影響

服部 博文*; 佐藤 博; 長野 靖尚*

日本機械学会論文集,B, 70(696), p.1919 - 1926, 2004/08

https://doi.org/10.1299/kikaib.70.1919

衝突噴流はよどみ点近傍で高い熱及び物質伝達率が得られるため工業上の広い分野で多用されている。また、衝突噴流は物質・生命科学実験施設に設置される減速材容器の冷却に使用される。そのため、その流動及び伝熱特性を明らかにすることは各種機器の性能を向上させるために重要である。本研究では、平面衝突噴流熱伝達場に着目し、高精度差分法による直接数値シミュレーションを行った。熱伝達場に最も影響する衝突距離をパラメータとして計算を行い、特に局所熱伝達場の第2極大値の出現に対する熱輸送機構を精査した。

トカマクにおけるスクレイプオフ層とダイバータプラズマ研究の進展

朝倉 伸幸

プラズマ・核融合学会誌, 80(3), p.190 - 200, 2004/03

https://doi.org/10.1585/jspf.80.190

現在のトカマク装置の異なるダイバータ形状や粒子排気方式で、共通に理解されてきたダイバータとスクレイプオフ層におけるプラズマ物理現象について説明する。ダイバータ板の上流部での分布を詳細に測定できる計測器の開発、及びシミュレーションコードの改良によって、ダイバータとスクレイプオフ層の物理研究は最近著しく進展した。この中で4つのトピックス:(1)ダイバータ板上流における熱・粒子輸送,(2)バースト的にダイバータへ輸送される熱流及び粒子流,(3)スクレイプオフ層でのプラズマ流,(4)スクレイプオフ層でのプラズマ拡散、に関する最新の研究成果と今後の物理研究課題について解説する。

Thermal-hydraulic design of J-PARC cold moderators

麻生 智一; 佐藤 博; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 門出 政則*

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 2, p.935 - 944, 2003/07

J-PARCの核破砕ターゲットシステムでは、高い中性子強度・パルス性能を同時に実現できる扁平型構造の非結合型モデレータ、及び、高強度冷中性子ビームを広い立体角すなわち多くの利用者に供給可能な円筒型構造の結合型モデレータを設置する。超臨界水素(1.5MPa,20K)の使用を視野に入れた冷減速材の設計においては、容器構造設計とともに、容器内流動の妥当性を最適化する必要がある。扁平型及び円筒型冷減速材容器に関して、アクリル製の模擬容器を用いた水による可視化流動実験を行い、再循環流や流れの停滞域などの流動場を明らかにした。流動解析結果と実験を比較し、解析コードを検証した。これにより容器構造に対する実機容器内水素の温度分布の予測が精度よく可能となった。

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。