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J-GLOBAL ID：202102228209780556   整理番号：21A2058051

過酷な原子力事故の初期ブローダウン期間の蒸気凝縮熱伝達【JST・京大機械翻訳】

Steam Condensation Heat Transfer During Initial Blow-Down Period of a Severe Nuclear Accident

著者 (5件)： Yadav Mahesh Kumar (Department of Mechanical Engineering, Indian Institute of Technology Kanpur, Kanpur, UP 208016, India) ,  Punetha Maneesh (Department of Mechanical Engineering, Indian Institute of Technology Kanpur, Kanpur, UP 208016, India) ,  Bhanawat Abhinav (Department of Mechanical Engineering, Indian Institute of Technology Kanpur, Kanpur, UP 208016, India) ,  Khandekar Sameer (Department of Mechanical Engineering, Indian Institute of Technology Kanpur, Kanpur, UP 208016, India) ,  Sharma Pavan K. (Reactor Safety Division, Bhabha Atomic Research Centre, Trombay, Mumbai 400085, India)
資料名： Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science  (Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science)
巻： 6  号： 4  ページ： Null  発行年： 2020年 
JST資料番号： W5090A  ISSN： 2332-8983  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)

抄録/ポイント： 定常状態実験データを用いて開発した熱伝達係数(HTC)関係を用いて,厳しい核事故における完全な熱輸送特性を捉えた。熱伝達が本質的に過渡的である事故の初期段階におけるこれらの相関の適用性を検証することは重要である。本論文では,この目的のために実験的研究を行った。高圧蒸気(0.26MPa(2.6bar)および0.41MPa(4.1bar)絶対圧力)を,最初に大気空気で満たした密閉容器に漏れ,そして,膜状凝縮を,等温維持垂直ステンレス鋼試験板上で研究した。実験の間,特定の位置および格納容器内部の試験板を横断する温度変化を,マイクロ熱電対を用いて記録した。蒸気-空気混合物組成もオンライン質量分析システムを用いて調べた。空気ジェット衝突熱伝達データを用いて検証した逆熱伝導(IHC)技術を用いて,時変凝縮熱流束を推定した。定常状態実験データに基づく既存の相関は,約20sの時間スケールで非常に初期の過渡的状況を除いて,過渡的凝縮フラックスを非常に良く予測することを見出した。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： *凝縮 ,  高圧 ,  質量分析 ,  *熱伝達 ,  熱電対 ,  *凝縮熱伝達 ,  熱伝達率 ,  膜状凝縮 ,  原子炉事故 ,  ステンレス鋼 ,  熱流束 ,  *ブローダウン ,  温度変動
準シソーラス用語： 定常状態 ,  熱輸送 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (4件)： 蒸気凝縮 ,  非凝縮性ガス ,  過渡熱流束 ,  オンライン質量分析

分類 (2件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q) ,  相変化を伴う熱伝達  (PA02040V)

タイトルに関連する用語 (5件)： 原子力事故 ,  初期 ,  ブローダウン ,  蒸気 ,  凝縮熱伝達