| Research Abstract |
超臨界圧水冷却原子炉の冷却材喪失事故時を対象とした超臨界圧からの減圧過程における管内流過渡熱伝達特性を明らかにするために,既設の強制循環テストループを一部改造して用い,臨界圧の小さいHCFC22を試験流体として,基礎となる臨界圧近傍域での過渡熱伝達の実験を行って,熱伝達係数の変化のデータを得た.テストセクションは,通電加熱される内径4.4mmのステンレス製円管で,試験流体は管内を垂直上向きに流れる.減圧範囲は超臨界圧の5.5MPa(換算圧力1.1)から臨界圧を経て亜臨界圧の4.0MPa(換算圧力0.8)以下までの圧力範囲とし,本年度は,比較的高流量の700kg/(m^2・s)の条件で過渡状態の実験を行った.
前年度得たデータともあわせて検討し,以下の成果を得た.
1.質量速度700kg/(m^2・s)においても,400kg/(m^2・s)の場合と同様の特性がみられた.すなわち,高熱負荷条件では,定常の場合と同様に,初期圧力の超臨界圧において熱伝達の劣化が生じない場合でも,臨界圧より幾分低い圧力範囲で熱伝達の低下(限界熱流束状態)が発生する.発生した熱伝達低下は,減圧速度が大きいほど,定常時と比べてかなり低い圧力まで維持され,その間,管壁温度は広い圧力範囲で高い値が持続される.熱負荷が大きいほど,その圧力範囲は広く,管壁温度の最大値は高くなる.したがって,過渡時における熱伝達低下が生じる圧力範囲の拡大に注意を要する.
2.圧力減少過渡時における限界熱流束状態発生による管壁の最大温度は,減圧速度によらず,また変化途中の圧力によらず,ほぼ一定である.また,その値は,圧力を段階的に下げた場合の定常時の最大温度とほぼ同程度である.ただし,高流量低熱負荷では,定常時の最大温度自体が低く,これと比べると,高くなる傾向があるので,注意を要する.
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