流動脈動下における限界熱流束の簡易整理
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概要
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Critical heat flux (CHF) was reduced by flow oscillations, and the reduction of CHF was significantly influenced by the flow oscillation period, amplitude, heat capacity of test tube and mean inlet mass flux. A scaling parameter of temperature response of tube wall was derived based on a lumped-parameter model of tube wall heat capacity. Applying this scaling parameter to the CHF data under flow oscillation, the experimental data of CHF was successfully correlated.
- 1998-01-25
著者
-
小澤 守
関西大学工学部
-
齊藤 泰司
京都大学原子炉実験所
-
三島 嘉一郎
京都大学原子炉研究所
-
梅川 尚嗣
関西大学工学部
-
日引 俊
京都大学原子炉実験所
-
日引 俊
School Of Nuclear Engineering Purdue University
-
三島 嘉一郎
京大 原子炉実験所
-
三島 嘉一郎
京都大学原子炉実験所
-
光永 有
(株)大林組
-
斎藤 泰司
京都大学原子炉実験所
-
齋藤 泰司
京都大学原子炉実験所
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