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J-GLOBAL ID：201702284796502176   整理番号：17A0699072

PRHR HXで使用されるC字状熱交換器束のプール沸騰に関する実験的研究【Powered by NICT】

Experimental investigation on pool-boiling of C-shape heat exchanger bundle used in PRHR HX

著者 (12件)： Zhang Yuhao (School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University, No. 2, Beinong Road, Beijing 102206, China) ,  Zhang Yuhao (Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Lu Daogang (School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University, No. 2, Beinong Road, Beijing 102206, China) ,  Lu Daogang (Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Wang Zhongyi (State Nuclear Power Software Development Center, Beijing 102209, China) ,  Wang Zhongyi (National Energy Key Laboratory of Nuclear Power Software, Beijing 102209, China) ,  Fu Xiaoliang (State Nuclear Power Software Development Center, Beijing 102209, China) ,  Fu Xiaoliang (National Energy Key Laboratory of Nuclear Power Software, Beijing 102209, China) ,  Cao Qiong (School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University, No. 2, Beinong Road, Beijing 102206, China) ,  Cao Qiong (Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Yang Yanhua (State Nuclear Power Software Development Center, Beijing 102209, China) ,  Yang Yanhua (National Energy Key Laboratory of Nuclear Power Software, Beijing 102209, China)
資料名： Applied Thermal Engineering  (Applied Thermal Engineering)
巻： 114  ページ： 186-195  発行年： 2017年 
JST資料番号： E0667B  ISSN： 1359-4311  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： オランダ (NLD)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 先進第三世代原子炉AP1000では,In格納容器燃料交換水貯蔵タンク(IRWST)中に浸漬されたC形受動残留熱除去熱交換器(PRHR HX)は,受動的安全システムの重要な装置である。C形束と不規則IRWSTの相互の影響を複雑な熱伝達特性をもたらした。熱伝達相関式は垂直と水平束断面の適切な不明のままであった。本研究では,C形PRHR HX束のプール沸騰性能をシミュレートするために構築した全体的なスケールダウンIRWSTとPRHR HX実験ベンチ。重要な熱パラメータを異なる束断面の熱伝達機構と熱伝達率(HTCs)を評価するために測定した。従来と修正された相関は,C形PRHR HX束の実験データと比較した。検証された相関は,受動的安全システムの信頼性のある運転とシステム解析のための実用的で効率的な参照を提供する。Copyright 2017 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

シソーラス用語： 原子炉 ,  浸漬 ,  *熱交換器 ,  システム解析 ,  熱伝達 ,  *プール沸騰 ,  貯水槽 ,  熱伝達率 ,  セキュリティシステム ,  信頼性 ,  スケールダウン ,  熱伝達特性
準シソーラス用語： 相関式 ,  *実験研究 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (4件)： プール沸騰 ,  強制対流沸騰 ,  沸騰熱伝達相関式の修正 ,  PRHR HX

分類 (1件)： 相変化を伴う熱伝達  (PA02040V)

タイトルに関連する用語 (6件)： HX ,  字 ,  熱交換器 ,  束 ,  プール沸騰 ,  実験的研究