1997 Fiscal Year Annual Research Report
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07458114
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| Research Institution | KYOTO UNIVERSITY |
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Principal Investigator |
三島 嘉一郎 京都大学, 原子炉実験所, 教授 (60027472)
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| Co-Investigator(Kenkyū-buntansha) |
齊藤 泰司 京都大学, 原子炉実験所, 教務職員 (40283684)
日引 俊 京都大学, 原子炉実験所, 助教授 (30228746)
西原 英晃 京都大学, 原子炉実験所, 教授 (50025920)
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| Keywords | 伝熱促進 / 除熱限界 / 限界熱流束 / 片側加熱 / 全周加熱 / 核融合炉機器 / 強力中性子源ターゲット |
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| Research Abstract |
本研究では、核融合炉機器の水冷却方式における除熱限界の向上及び伝熱促進に関連した現象、及びプラズマ対向機器の冷却で問題となる片側加熱流路における限界熱流束及び伝熱促進に関連した現象を究明することを目的とする。平成7年度は全周一様加熱円管及び片側加熱された矩形管内を流れる水の限界熱流束を対象に実験を行った。全周一様加熱円管を用いた実験では、水の強制流動沸騰限界熱流束に対する管内径(内径1mm〜6mm)、加熱長さ(加熱長さ対管径比1〜100)、水の入口サブク-ル度(0-90K)の影響を詳細に調べ、また、限界熱流束発生位置や壁温変動をもとに限界熱流束発生機構についても検討した。片側加熱流路の実験では、試験部の非加熱壁が耐熱ガラス製の窓となっており、加熱面における沸騰挙動の観察も行った。平成8年度は、半周のみ加熱された円管の限界熱流束実験及び全周一様加熱円管及び半周加熱円管内の水の強制対流沸騰熱伝達の実験を行い、これらの実験結果から、半周加熱と全周加熱の円管の沸騰熱伝達及び限界熱流束の違いについて検討した。平成9年度は、プラズマ対向機器と同様に高熱負荷が予想される高出力核破砕中性子源固体ターゲットを対象として、両面加熱矩形管内の水の強制流動沸騰熱伝達の実験を行い、これにより、両面加熱流路における単相流及び沸騰流の助走域及び発達域における熱伝達率、並びにクオリティ域及び高流速・サブク-ル域における限界熱流束のデータが得られた。これらの研究により、円管及び矩形管内の水の強制対流による熱伝達及び除熱限界に関する系統的で有益な知見が得られた。
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Research Products
(6 results)
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[Publications] 呉田,昌俊: "低圧下での細管内強制流動沸騰限界熱流束" 日本機械学会論文集(B編). 61巻591号. 4109-4116 (1995)
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[Publications] Kaichiro Mishima: "Effect of Pressure on Critical Heat Flux for Water in an lnternally Heated Annulus" Nuclear Science Journal. 32. 34-41 (1995)
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[Publications] Kaichiro Mishima: "Experimental Study on Critical Heat Flux in Latrally Nonuniformly Heated Rectangular Channel" Proc.2nd European Thermal-Sciences and 14th UIT National Heat Transfer Conference. 1. 401-408 (1996)
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[Publications] 呉田 昌俊: "小口径管内強制流動液単相流および沸騰二相流の圧力損失と熱伝達" 日本機械学会論文集(B編). 63巻615号. 216-224 (1997)
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[Publications] Kaichiro Mishima: "Critical Heat Flux for Water Flowing in a Laterally Non-Uniformly Heated Round Tube" Multiphase Flow(ISMF'97). 92-98 (1997)
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[Publications] G.P.Celata: "A Dryout Model for Water in PiPes" Transport Phenomena in Thermal Science and Process. 2. 361-366 (1997)
