鉛直同心二重円筒内高温気体の自然対流熱伝達に関する研究(熱工学,内燃機関,動力など)
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概要
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Water cooling panels are adopted as a vessel cooling system of a High Temperature-engineering Test Reactor (HTTR) to cool the reactor core indirectly by natural convection and thermal radiation. In order to investigate heat transfer characteristics of high temperature gas in a vertical annular space between the reactor pressure vessel and the cooling panels of the HTTR, we carried out experiments and numerical analyses on natural convection heat transfer coupled with surface-to-surface thermal radiation in a vertical annular space of a double coaxial cylinder. In the present experiments, Rayleigh number based on the height of the vertical space was set to be 2.0×10^7<Ra<5.4×10^7 for helium and 1.2×10^9<Ra<3.5×10^9 for nitrogen. The numerical results were in good agreement with the experimental ones regarding the temperature on the heating and cooling walls, and so on. As a result of the experiments and the numerical analyses, a heat transfer coefficient of natural convection coupled with surface-to-surface thermal radiation was obtained as functions of Rayleigh number, radius ratio, temperature and emissivities on the heating and cooling walls.
- 一般社団法人日本機械学会の論文
- 2004-06-25
著者
-
椎名 保顕
日本原子力研究開発機構
-
武田 哲明
原子力機構
-
稲葉 良知
原子力機構
-
武田 哲明
山梨大学大学院医学工学総合研究部
-
武田 哲明
原研
-
武田 哲明
日本原子力研究所大洗研究所
-
稲葉 良知
日本原子力研究開発機構
-
張 佑杰
清華大学核能技術設計研究院
-
椎名 保顕
日本原子力研究所核熱利用研究部
-
椎名 保顕
日本原子力研究所大洗研究所核熱利用研究所
-
椎名 保顕
日本原子力研究所大洗研究所
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