2433 PWR 燃料集合体過渡時熱伝達試験 : 基礎試験 : 支持格子の DNB 後熱伝達に及ぼす影響
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概要
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To establish the evaluation method of post-DNB heat transfer for PWR thermal hydraulic design, a program of post-DNB heat transfer test is under going. Semi-scale tests using Freon R-123 as a working fluid has been performed prior to full-length rod bundle tests in high pressure and high temperature water simulating real PWR anticipated transient conditions. This paper deals with the outline of Freon R-123 experiments, the evaluation of experimental data and the preliminary assessment of several existing film boiling heat transfer correlations. The stable film boiling was observed in this semi-scale tests. The enhancement of post-DNB heat transfer by the mixing vane type grid spacers is confirmed as similar to the increase of DNB power. This tendency is significant in case of shorter grid span.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 2000-07-31
著者
-
堀 慶一
三菱重工業(株)
-
河野 範夫
(財) 原子力発電技術機構
-
松浦 敬三
原燃工
-
末村 高幸
三菱重工業
-
佃 由晃
原機構
-
河野 範夫
原機構
-
村井 健志
原機構
-
堀 慶一
三菱重工
-
村井 健志
(財)原子力発電技術機構
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