1994 Fiscal Year Annual Research Report
核融合実験用超流動ヘリウム冷却超伝導マグネットの新しい冷却設計基準の開発
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04558003
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| Research Institution | KYOTO UNIVERSITY |
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Principal Investigator |
塩津 正博 京都大学, 原子エネルギー研究所, 助教授 (20027139)
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| Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) |
本島 修 核融合科学研究所, 教授 (60109056)
山本 純也 核融合科学研究所, 教授 (00029208)
竹内 右人 京都大学, 原子エネルギー研究所, 助手 (90179606)
畑 幸一 京都大学, 原子エネルギー研究所, 助手 (60115912)
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| Keywords | 超流動ヘリウム / 超伝導マグネット / 冷却安定性 |
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| Research Abstract |
1.超流動ヘリウムの定常冷却特性
前年度に引き続き大気圧下、液温1.8〜2.0Kの範囲のサブク-ル超流動ヘリウム中で、種々の直径の水平円柱発熱体における非沸騰域の熱伝達、極大熱流束を系統的に測定し、発熱体直径並びに液温の影響を明らかにした。また、直径の影響を含む広範囲な条件下の極大熱流束実験結果が本研究代表者等の理論式で良く記述できることを確かめた。
2.超流動ヘリウムの非定常冷却特性
種々の直径の円柱状発熱体に対するステップ状熱入力と準定常状態の寿命の関係、寿命が終了して定常熱伝達曲線外挿上から離脱してからの過渡遷移沸騰及び膜沸騰熱伝達を系統的に測定した。準定常状態の寿命はステップ波高値が大きいほど短く、寿命とステップ波高値の関係は液温が一定であれば系圧力をλ圧から大気圧迄種々変えて殆ど変わらない。熱流束qが定常極大熱流束q_<st>を越えた時点(t=t_<st>)から寿命が尽きる時点(t=t_B)迄の超過熱流束の積分値∫^<t_B>_<t_<st>>(q-q_<st>)dtは、系圧力と液温に依存するがステップ波高値や立ち上がり波形には殆ど依存せず一定であり、任意の立ち上がり波形を持つステップ状熱入力に対する純定常状態の寿命がこの積分値から予測出来る。発熱体直径を0.08mmから0.7mm迄種々変えて発熱体直径の影響を系統的に実験し、この超過積分値が直径のほぼ2/3乗に比例して増大することを明らかにした。
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[Publications] M.Shiotsu: "Effect of Test Heater Diameter on Critical Heat Flux in He II" Advances in Cryogenic Engineering. Vol.39. 1794-1804 (1994)
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[Publications] M.Shiotsu: "Critical Heat Flux on Single Horizontal Wires in Superfluid Helium at Pressures" Heat Tranfser 1994.Institution of Chemical Engineers. Vol.5. 141-146 (1994)
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[Publications] M.Shiotsu: "Estimation of Kapitza Conductance Effect on Steady and Transient Boiling Heat Transfer in He I based on Kapitza Conductance Results in He II" to appear in Cryogenics.
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[Publications] M.Shiotsu: "Transient Heat Transfer from a Horizontal Wire in Subcooled He II at Atmospheric Pressure for a Wide Range of Wire Diameter" to be presented at Cryogenic Engineering Conference,Columbus,Ohio,July 17-21,1994.
