原研における核融合実験炉用限界熱流束データベースの解析

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 原研における核融合実験炉用限界熱流束データベースの解析
• 著者・編者: J.Boscary; 荒木 政則; 秋場 真人
• 著者標目: J.Boscary; 荒木 政則; 秋場 真人
• 出版年月日等: 1997-08
• 出版年（W3CDTF）: 1997-08
• 並列タイトル等: Analysis of the JAERI critical heat flux data base for fusion application
• タイトル（掲載誌）: JAERI-Research 97-053
• 本文の言語コード: eng
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 本報告はこれまで原研において核融合実験炉を模擬した伝熱流動条件-片面加熱場、高熱流束、水冷-の下で実施された限界熱流束(CHF)実験の結果をまとめたものである。平滑管、外部フィン付スワール管、スクリュウ管及びハイパーベイパートロンが供試された。外部フィン付スワール管とスクリュウ管の性能ははとんど等しく、供試された冷却管の中で最も高い限界熱流束を示した。実験条件の範囲内では、冷却水の質量流量がCHFに大きな影響を与え、冷却水の圧力はCHFにほとんど影響を与えないことがわかった。平滑管と外部フィン付スワール管のCHFは、CHF相関式であるTong75式によって$\pm$20\%の精度で予測可能であることが明らかになった。
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-Research-97-053.pdf/ comment：fulltext; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Research-97-053.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: 本報告はこれまで原研において核融合実験炉を模擬した伝熱流動条件-片面加熱場、高熱流束、水冷-の下で実施された限界熱流束(CHF)実験の結果をまとめたものである。平滑管、外部フィン付スワール管、スクリュウ管及びハイパーベイパートロンが供試された。外部フィン付スワール管とスクリュウ管の性能ははとんど等し...