同径T字合流配管におけるサーマルストライピング試験 : 第2報,変動温度の熱伝達特性(熱工学,内燃機関,動力など)
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概要
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Thermal striping tests in mixing tees with same pipe diameters were conducted in order to construct databases for entablishment of an evaluation method for high-cycle thermal fatigue of piping systems. Hot and cold water with a terperature difference of 40 degrees Kelvin were supplied to the mixing tee. In order to clarify characteristics of fluid temperature fluctuations and its heat transfer, temperature fluctuations of the fluid and pipe wall were measured as the velocity ratio of the flow in the branch pipe to that in the main pipe was varied from 0.1 to 5. Characteristics of flow patterns and fluid temperature fluctuations were reported in our previous paper. In this paper, heat transfer coefficients were evaluated by using the power spectrum method. The ratios of the measured heat transfer coefficient to that evaluated by Dittus-Boelter's empirical equation were independent of the velocity ratio and Reynolds number, and they were within 1.6.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 2004-08-25
著者
-
椎名 孝次
日立
-
大塚 雅哉
(株)日立製作所,エネルギ・環境システム研究所
-
河村 勉
(株)日立製作所電力・電機開発研究所
-
班目 春樹
東京大学大学院工学系研究科附属原子力工学研究施設
-
小倉 健志
(株)東芝 磯子エンジニアリングセンター
-
大塚 雅哉
(株)日立製作所 エネルギ・環境システム研究所
-
大塚 雅哉
(株)日立製作所
-
班目 春樹
東京大学
-
班目 春樹
東大
-
班目 春樹
東大 工
-
椎名 孝次
(株)日立製作所電力・電機開発研究所
-
水野 正
(株)日立製作所電力・電機開発研究所
-
谷本 浩一
三菱重工業(株)高砂研究所
-
福田 俊彦
(株)東京電力原子力技術部
-
南 安彦
(株)関西電力原子力事業本部
-
守屋 祥一
(財)電力中央研究所我孫子研究所
-
黒崎 通明
(株)日立製作所原子力事業部
-
福田 俊彦
東京電力(株)
-
福田 俊彦
東京電力(株)原子力技術部
-
福田 俊彦
東京電力株式会社 原子力技術部
-
椎名 孝次
(株)日立製作所
-
班目 春樹
原研 東海研 安全性試験研セ
-
谷本 浩一
三菱重工業(株)
-
小倉 健志
(株)東芝電力システム社
-
小倉 健志
(株)東芝
-
守屋 祥一
(財)電力中央研究所
-
守屋 祥一
(財)電力中央研究所我孫子研究所流体科学部
-
班目 春樹
東京大学大学院 工学系研究科
-
福田 俊彦
東京電力
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