文献

J-GLOBAL ID：201902262506976115   整理番号：19A2207247

再冠水過渡期の分散流膜沸騰領域におけるドライスペーサーグリッドの液滴崩壊モデルの開発【JST・京大機械翻訳】

Development of a droplet breakup model for dry spacer grid in the dispersed flow film boiling regime during reflood transients

著者 (7件)： Jin Yue (Department of Nuclear Science & Engineering, Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, MA 02139, United States) ,  Jin Yue (Department of Mechanical & Nuclear Engineering, Pennsylvania State University, University Park, PA 16802, United States) ,  Cheung Fan-Bill (Department of Mechanical & Nuclear Engineering, Pennsylvania State University, University Park, PA 16802, United States) ,  Shirvan Koroush (Department of Nuclear Science & Engineering, Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, MA 02139, United States) ,  Bajorek Stephen M. (Office of Nuclear Regulatory Research, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC 20555, United States) ,  Tien Kirk (Office of Nuclear Regulatory Research, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC 20555, United States) ,  Hoxie Chris L. (Office of Nuclear Regulatory Research, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC 20555, United States)
資料名： International Journal of Heat and Mass Transfer  (International Journal of Heat and Mass Transfer)
巻： 143  ページ： Null  発行年： 2019年 
JST資料番号： C0390A  ISSN： 0017-9310  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 再冠水過渡時の乾燥スペーサ格子の前縁における液滴崩壊過程を,本研究における実験的観察に基づいて理論的に研究した。軽水炉に対するクーラント事故(LOCA)の損失の再冠水過渡現象をシミュレートするために,種々の棒バンドル急冷実験をRod Bundle熱伝達(RBHT)試験施設で行った。実験では,スペーサ格子を横切る液滴サイズ分布の変化を測定し,解析した。スペーサ格子の下流に発生した液滴のサイズは,スペーサ格子の条件とクエンチ前面伝搬により影響されることが分かった。さらに,スペーサ格子の下流における実質的に減少した液滴サイズは,液滴崩壊が起こることを示した。Rod Bundle熱伝達試験及び文献において得られた利用可能な実験データに基づいて,液体質量,エネルギー輸送の保存を考慮し,Nusselt数,Reynolds数,Jakob数,Weber数,無次元放射数,初期崩壊点からの距離,流入液滴サイズ,及びスペーサ格子閉塞比を考慮して,乾燥スペーサ格子液滴崩壊に対する理論モデルを開発した。さらに,液滴質量損失係数を,界面熱伝達と放射による液体質量蒸発を特別に説明するために,小液滴群に対して提案した。開発されたモデルは,RBHTデータを,RMSEが0.1060,標準偏差が0.0990で,検証データセットに対して,有意に増加した精度を示し,17%以内の誤差で予測できることが分かった。他の実験結果と比較した結果,本モデルは崩壊中の質量とエネルギー輸送過程を正確に捕捉することが分かった。さらに,感度解析を行い,本研究における破壊過程に関連する種々のパラメータの全体的性能と相対的重要性を調べた。開発された現在のモデルは,軽水炉のLOCAのような仮定事故シナリオの再冠水過渡時の分散流膜沸騰領域における液滴挙動と燃料棒ピーク被覆温度を予測する能力を高めるために,原子炉熱流体力学と安全解析コードに組み込まれる。Copyright 2019 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 急冷 ,  過渡現象 ,  蒸発 ,  冷媒 ,  被覆 ,  *スペーサ ,  熱伝達 ,  *液滴 ,  Reynolds数 ,  界面 ,  *膜沸騰 ,  クエンチ ,  軽水型原子炉 ,  燃料棒 ,  *再冠水

著者キーワード (5件)： 再冠水過渡現象 ,  DFFB ,  ロッドバンドル ,  スペーサーグリッド ,  液滴の崩壊

分類 (2件)： 膜流,液滴,気泡,キャビテーション  (BC02070U) ,  相変化を伴う熱伝達  (PA02040V)

タイトルに関連する用語 (6件)： 再冠水 ,  膜沸騰 ,  液滴 ,  崩壊 ,  モデル ,  開発