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J-GLOBAL ID:201802259471555232   整理番号:18A0798383

加圧器サージライン組立における蒸気-水向流の特性に関する実験的研究【JST・京大機械翻訳】

Experimental research on the characteristics of steam-water counter-current flow in the Pressurizer Surge Line assembly
著者 (14件):
資料名:
巻: 96  ページ: 180-191  発行年: 2018年 
JST資料番号: T0618A  ISSN: 0894-1777  資料種別: 逐次刊行物 (A)
記事区分: 原著論文  発行国: アメリカ合衆国 (USA)  言語: 英語 (EN)
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大規模先進受動原子炉の加圧器サージライン(PZR SL)組立における対向流流れ(CCF)特性を調べるために,蒸気-水CCF実験を,AP1000 PZR SL組立の1:4スケールダウンモデルであるステンレス鋼試験部で行った。試験したPZR SL管の内径は90mmで,それはまた,大口径管に属しており,また,プロトタイプのPZR SL管と同じように,対向流流動限界(CCFL)研究の分野にある。現在の水蒸気-水CCFL実験は通常の圧力と飽和温度の下で行い,PZRシミュレータは350から900mmの範囲の水位を崩壊させた。CCFLは,より高い蒸気流量でより厳しくなり,最も制限されたCCFL効果は,PZRシミュレータ底部ヘッドとPZR SLパイプの垂直部分の間に位置する。CCFLの開始とゼロ液体浸透(ZP)はCCF開発プロセスにおける2つの重要な条件であり,プロセスを3つのステージに分割する:Before-CCFL,Partial-CCFL,およびCCFL-ZP。局所CCFL条件に従って,CCFLプロセスの開発はCCFLの開始以来4領域に分割される。現在の水蒸気-水CCFデータは,無次元Kutateladze(Ku)数に関して良く正規化され,Ku型経験的部分CCFL相関が開発された。現在のCCFデータと部分的CCFL相関とCCFデータとの比較および以前の実験研究の相関は,現在の経験的部分CCFL相関が,大型先進受動原子炉のプロトタイプPZR SL組立における水蒸気-水部分CCFLを予測するために保守的であることを検証した。Copyright 2018 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】
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分類 (2件):
分類
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ボイラ  ,  相変化を伴う熱伝達 

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