日本伝熱シンポジウム講演論文集
第45回日本伝熱シンポジウム
選択された号の論文の412件中1~50を表示しています
Volume I
A11 OS: 明日を担う原子力-熱流動研究の現状- 1
  • 松井 一秋
    セッションID: A111
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    World carbon dioxide emission would be doubled in 2,030, if the governments might continue today’s energy and environment policies, according to World Energy Outlook 2007 by International Energy Agency. When we look at the year of 2,100, it would be desirable to realize the ultimate low carbon society for sustainable earth. Very long energy technology provision was studied along with possible solutions for energy and environment dilemma. The role of nuclear energy is inevitable and the next generation light water development program is introduced.
  • 大貫 晃
    セッションID: A112
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    FLWRの燃料集合体は燃料棒間隙幅を1mm程度と稠密にする設計となっており、開発当初よりそこでの熱流動特性が主要課題として取り上げられてきた。稠密炉心の熱流動特性については、小規模体系(7本バンドル)での先行研究を経て、流路壁の影響、燃料棒間隙や燃料棒曲がりの除熱性能への影響についてのデータ取得、ならびに稠密炉心での限界出力予測手法等設計手法の確立を目標として、37本バンドル試験体を用いた大型熱特性試験を実施してきた。また、従来は実機形状を模擬した実物大の集合体により設計に必要な技術的知見を得てきたが、FLWRでは217本とバンドル規模が大きく、経済的な理由からもスケールダウンしたバンドル試験と解析的な評価とを組み合わせることで設計に取り組むこととした。本報告ではFLWRの炉心熱特性評価技術開発の現状と今後の課題を紹介する。
  • 大島 宏之
    セッションID: A113
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    日本原子力研究開発機構では、国家基盤技術に認定されたナトリウム冷却高速炉の実用化プロジェクトを実施している。実用化に向けては、安全性を十分確保した上で他の発電システムと競合し得る高い経済性を達成することが不可欠である。この目標達成のため、現在進めている設計研究においては、原子炉容器のコンパクト化や大口径配管利用による熱輸送ループ数の削減、完全自然循環崩壊熱除去システムなど革新的技術の採用が検討されている。本報告では、これらの設計成立性確保において課題となる熱流動現象と、その解決に向けた研究の現状を紹介する。
A12 OS: 明日を担う原子力-熱流動研究の現状- 2
A13 OS: 宇宙における熱流体問題1
  • 金森 康郎
    セッションID: A131
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    ヒートパイプなど熱流体デバイスの宇宙機熱制御への適用に関する、JAXA のこれまでの技術開発の成果、及びループヒートパイプ、自励振動型ヒート パイプの開発など現状の研究開発の状況を紹介する。その中で、世界と我が国 の技術レベル差の実態を確認し、我が国が今後この分野で世界に肩を並べ、 或いは先端としての立場を築いていくために進むべき技術開発の一つの方向性 を示し、その展開のために解決すべき課題を提起する。
  • 永井 大樹, 長野 方星, 福吉 芙由子, 小川 博之
    セッションID: A132
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    近年、惑星探査や月面着陸などミッションの高度化に伴い、より高性能で複雑な熱制御技術が必要とされている。特に、熱環境が複雑に変動するミッションにおいて、衛星の熱設計を高温側および低温側で同時に満足できるような熱制御技術が重要である。そこで、アメリカをはじめ海外では次世代のスタンダードな熱制御技術として毛細管駆動型二相流体ループ(ループヒートパイプ:LHP)が開発されてきた。本研究では日本の将来の宇宙ミッションを見据え、100W級の小型LHPに着目し、その起動特性ならびに熱輸送特性の評価を行った。
  • 黄 士哲, 川上 和成, 河南 治, 本田 逸郎, 川島 陽介, 大田 治彦
    セッションID: A133
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    従来のミニ、マイクロチャネル沸騰伝達に関する研究は、複数の狭隘流路管群から構成されるテストセクションを用いた実験が多く、並列管群の相互影響を強く受ける。そのため、乾き度と熱伝達特性の関連や圧力損失特性など、基本的な現象も未だ未解明な部分が多いのが現状である。我々は、マイクロチャネルの流動沸騰熱伝達機構の詳細な調査を目的として、単一微細管における沸騰流動の直接観測と熱伝達データの直接計測を同時に可能とする、透明伝熱微細管を新たに開発し研究を開始している。本発表ではその透明伝熱微細管を用いた強制対流沸騰実験の結果について報告する。
  • 今井 良二
    セッションID: A134
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    ロケット用燃料および酸化剤タンクを対象とした、界面蒸発を含む容器内気液相内の熱流動場の数値解析を実施した。さらに本解析結果の検証のため、エタノールおよび窒素を充填した閉鎖容器内の熱流動場の計測を実施した。 (1)容器内部の気液相それぞれの熱流動場を解き、気液界面を通した物質およびエネルギ移動を考慮したモデルを構築した (2)側壁加熱により、液体内部の温度成層の形成状況、気相における蒸気成分分布の時間変化を得ることができた (3)タンク内部の圧力の時間変化につき、解析結果と実験結果が一致することが示された
A14 OS: 宇宙における熱流体問題2
B11 生産・加工プロセス
B12 回転場の流動と伝熱
B13 OS: 明日を担う原子力-熱流動研究の現状- 3
  • 手塚 健一, 和田 守弘, 森 治嗣, 木倉 宏成, 有冨 正憲
    セッションID: B131
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    近年、高精度流量計測手法として超音波パルスドップラー式流速分布計が注目されている。本手法は管路内を流れる流体の流速分布を直接計測できることから、従来の流量計で使用されている流速分布に依存した補正係数が必要ない。一方、超音波反射体からのエコー信号は微弱であるため、超音波入射条件の最適化検討が必要である。配管外側から流体内部に入射する超音波は配管材質や温度条件、超音波入射角度などのパラメーターにより複雑な挙動を示すことが予想される。そこで本手法を高温高圧金属配管に適用した場合の超音波伝播解析を行った。
  • 小泉  安郎, 大竹 浩靖, 波照間 諒
    セッションID: B132
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    超高温ガス炉(VHTR)の第一冷却水平配管破断事故時において密度逆転化、冷却材損失と空気進入事故について、ArとHeを用いて実験を行うとともに、汎用熱流体計算コードであるSTAR-CDを用いて解析を行った。実験、解析ともに重いガス、軽いガスともに下降、上昇の複数のプルームを形成し、最終的に全体一様に混じり合った。解析においてモデルの幅を増加した場合、多くの上昇、下降するプルームが並んで現れた。解析結果より算出した密度逆転置換Ra数は6.17×106~3.01×107の範囲にあった。
  • 銅と銅ジェットの関係
    張  智剛
    セッションID: B133
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    The progression of hypothetical core disruptive accidents in metallic fuel fast breeder reactors is strongly affected by the exclusion of molten metallic fuels from the core region due to the molten fuel-coolant interaction (FCI). As a basic simulation study of FCI, the present paper focuses on the fragmentation of a single molten copper droplet from 1g to 5g, which penetrated a sodium pool at instantaneous contact interface temperatures Ti from 995oC to 1342oC. Intensive fragmentation of single molten copper droplet was clearly observed in all runs even if Tis are below the melting point (1083oC) of copper except low Tis. In the low Tis condition the mass median diameters Dm of droplet fragments both the same and different mass scatter widely. When Tis are somewhat below and above the melting point, the Dms of copper droplet with the different mass of 5 times or the same mass differ very little, nearly the same. The present Dms show somewhat larger distribution than the Dms of molten copper jets with large mass in the low superheating condition, which were previously reported by the authors. The correlation between molten metal droplets and jets found in the present study is very useful to conservatively predict the fragment size in the FCI of molten jets.
  • 嘉村 明彦, 波津久 達也, 大久保 ユリ子, 福原 豊, 賞雅 寛而, 日引 俊
    セッションID: B134
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    垂直管上昇気泡流の二相流動パラメータ(管断面ボイド率分布、界面積濃度、ザウター平均気泡径、気泡個数密度)の管軸方向発達特性をステレオ画像処理法により計測した。微小重力下においても壁面摩擦圧力損失勾配により気液の相間相対速度差とそれによる気泡の壁面方向への揚力が形成すること、また管軸方向の顕著な気泡の合一が確認された。既存のウェークエントレイメントモデルを基盤とした界面積濃度輸送方程式の重力項に、壁面摩擦圧力損失勾配による擬似重力を加えた新しい式を作成し、通常重力下と微小重力下の界面積濃度の測定結果と比較した結果、両者は良い一致を示した。
  • 新井 崇洋, 古谷 正裕
    セッションID: B135
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    塩の析出および粒子懸濁が膜沸騰蒸気膜の崩壊挙動に及ぼす影響を明らかにするため、水溶液中に直径30mmの高温固体ステンレス球を浸漬させる蒸気膜崩壊実験を実施した。固体球表面温度の計測ならびに膜沸騰蒸気膜挙動の可視観測を実施した。各沸騰様相における固液接触による固体球と水の接触を検出するために、水溶液と固体球に電極を挿入し、固体球と水溶液の間を流れる電流を計測した。塩の析出の影響については、あらかじめ塩を析出させた固体球を用いた蒸気膜崩壊実験により評価し、粒子懸濁の影響については、懸濁水溶液を用いた蒸気膜崩壊実験により評価した。
B14 OS: 明日を担う原子力-熱流動研究の現状- 4
  • 張 倹, 下川 俊久, 淀 忠勝, 三島 嘉一郎, 阿部 弘亨, 賞雅 寛而
    セッションID: B141
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    本研究では、軽水炉事故時の燃料健全性評価の目安になっている燃料被覆管最高温度に大きな影響を及ぼす再冠水過程における伝熱性能について、放射線誘起表面活性(RISA)の効果による表面の濡れ性及び再冠水過程の熱伝達への影響を調べた。また、RISAのメカニズム解明のため、照射雰囲気のRISA効果への影響を調べた。その結果、γ線照射後は、ロッド表面の濡れ性が著しく向上し、リウェット開始時期が早まり、遷移沸領域において熱伝達の向上が認められた。また、真空及び窒素照射雰囲気ではRISA効果は生じず、空気及び酸素照射雰囲気ではRISAが生じた。これによってRISA効果を引き起こす要因に関する情報が得られた。
  • 梅川 尚嗣
    セッションID: B142
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    原子炉ではスペーサによる伝熱,流動特性に対する影響,特に限界熱流束に与える影響の評価が重要である.特に近年検討が行われている革新的水冷却炉においては高転換比を達成するために燃料集合体の稠密度を高めることが考えられており,スペーサーがこれらの特性に与える影響は現行の軽水炉よりも大きくなるものと考えられている.  本研究では,水の垂直上昇沸騰ループを用い,加熱管の中にスペーサーを模擬した障害物を取り付けた系で限界熱流束の測定をったので,この結果について報告する.
  • 大川 富雄, 南谷 純, 後藤 泰輔
    セッションID: B143
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    内径12mm、加熱長1,630mmの鉛直円管内における強制対流沸騰で、入口質量流束を正弦波状に時間変化させ、ドライアウト熱流束および液膜厚さに及ぼす影響を実験的に調べた。入口質量流束の振動振幅および振動周期の増加に伴い、液膜厚さの変動幅は増加し、ドライアウト熱流束は低下する傾向が認められた。振動周期が短いとき、液膜厚さの時間変動および定常時と比較した場合のドライアウト熱流束の低下が相対的に顕著でなかったことから、環状流中の液膜分布が軸方向に平坦化されているものと考えられる。
  • 小室 迪泰, 田中 伸厚, 中村 信之
    セッションID: B144
    発行日: 2008年
    公開日: 2008/05/14
    会議録・要旨集 認証あり
    気体-液体(圧縮性-非圧縮性)の統一解法であるCUP法と、高精度補間法CIVA法に基づく混相流解析コードCRIMSONを開発し、そのコードに温度回復法を導入することにより沸騰現象の直接的な数値解析手法を実現した。本論文では、その手法を用いて、沸騰現象の検証解析を実施し、過去の文献との比較検討を行った。定性的な流体挙動は過去の文献と等価な結果が得られ、本手法の妥当性が確認できた。
B15 優秀プレゼンテーション賞1
強制対流,自然対流,熱流動解析
C11 マイクロ伝熱1
C12 マイクロ伝熱2
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