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J-GLOBAL ID：202102238192394326   整理番号：21A1773576

部分的にブロックされたロッドバンドルにおける単相熱伝達促進【JST・京大機械翻訳】

Single-Phase Heat Transfer Enhancement in Partially Blocked Rod Bundles

著者 (5件)： Nguyen Ngoc Hung (Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea) ,  Song Chul-Hwa (Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea) ,  Kim Jongrok (Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea) ,  Hong SeungHyun (Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea) ,  Moon Sang-Ki (Korea Atomic Energy Research Institute, Daejeon, Korea)
資料名： ASME Conference Proceedings  (ASME Conference Proceedings)
号： FEDSM2017  ページ： Null  発行年： 2017年 
JST資料番号： A0478C  資料種別： 会議録 (C)
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： 壁から蒸気への対流熱伝達は,ブローダウン相中の原子炉炉心における支配的な熱伝達機構であり,仮定された大破断損失-冷却材-事故(LB LOCA)における再浸水相の初期段階である。蒸気への単相対流熱伝達の実験を,90%の流動閉塞比の部分的ブロックロッド束で行った。実験結果は,流れ分離現象によって引き起こされた閉塞の下流で局所熱伝達の増加を示した。COBRA-TFコードに実装した単相熱伝達促進モデルは,流れ閉塞の下流領域における局所熱伝達を過小予測した。したがって,流れ分離効果を正確に記述することにより,COBRA-TFモデルの予測能力を改善する新しい相関を提案した。新しい相関は,20%の不一致内で実験データの種々のセットを予測した。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： *熱伝達 ,  対流熱伝達 ,  破断 ,  浸水 ,  ブローダウン ,  *単相 ,  *伝熱促進
準シソーラス用語： 予測能力 ,  流れ剥離 ,  冷却材 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (1件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q)

タイトルに関連する用語 (3件)： ロッド ,  単相 ,  熱伝達促進