狭い垂直矩形流路での限界熱流束に関する実験的研究 : 出力分布を有する場合と一様加熱の場合との比較
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概要
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Quantitative understanding of critical heat flux (CHF) in a narrow vertical rectangular channel is required for the thermohydraulic design and safety analysis of research nuclear reactors in which flat-plate-type fuel is employed. Experiments were carried out on CHF for both upward flow and downward flow, with nonuniform heat flux simulating a subchannel in the fuel element of the research nuclear reactor JRR-3. Investigation of experimental data showed that the CHF scheme proposed by the authors for upward flow and downward flow is applicable, not only to the uniform heat flux case, but also to the nonuniform heat flux case.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 1989-09-25
著者
-
神永 雅紀
日本原子力研究所
-
数土 幸夫
日本原子力研究所
-
村山 洋二
日本原子力研究所
-
数土 幸夫
(財)原子力安全技術センター
-
薄井 徹
日本鋼管(株)
-
神永 雅紀
日本原子力研究所 大強度陽子加速器施設開発センター 中性子施設開発グループ
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