| 研究課題/領域番号 |
17K06216
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| 研究種目 |
基盤研究(C)
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| 配分区分 | 基金 |
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| 応募区分 | 一般 |
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| 研究分野 |
熱工学
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| 研究機関 | 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 |
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研究代表者 |
小泉 安郎 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 原子力科学研究部門 原子力科学研究所 原子力基礎工学研究センター, 嘱託 (20215156)
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| 研究分担者 |
劉 維 九州大学, 工学研究院, 准教授 (70446417)
上澤 伸一郎 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構, 原子力科学研究部門 原子力科学研究所 原子力基礎工学研究センター, 研究職 (80737073)
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| 研究期間 (年度) |
2017-04-01 – 2020-03-31
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| キーワード | 流動沸騰 / 核沸騰熱伝達 / 限界熱流束 / 海水 / 海水塩 / 析出 / 原子力安全性 / 炉心伝熱流動 |
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| 研究成果の概要 |
海水の流動沸騰熱伝達と限界熱流束を調べた。プール沸騰熱伝達の場合と同様に加熱量の上昇に伴い伝熱面上に海水中硫酸カルシウム塩の析出が発生し、加熱量一定下伝熱面温度は経時的に上昇を開始した。この伝熱面温度上昇開始熱流束は通常水の限界熱流束よりかなり低い値であった。経時的伝熱面温度上昇過程で伝熱面温度変動があった。この伝熱面温度変動は析出塩層の局所的剥離と再形成の繰り返しによるものであることを明らかとした。
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| 自由記述の分野 |
機械工学、熱工学、伝熱工学、流動、沸騰、気液二相流、ボイラ、タービン、原子力安全性
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| 研究成果の学術的意義や社会的意義 |
火力ボイラの安全性に関し、ボイラ水中の鉱物質のボイラ蒸発管内面に鉱物質析出に関する流動沸騰熱伝達、限界熱流束に関する研究は為されていたが、海水のように塩析出を伴う場合の研究は為されてきていない。2011年東日本大震災津波発生後の福島第一原子力発電所事故時、炉心冷却水供給源を失い、海水が代替冷却水として注水されたが、これまで経験、研究例が無く全く有効性に関し不明な状況であった。本研究結果は、海水による冷却に関する有効性、注意点の基礎情報を提供するものである。
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