サブクール沸騰水による高熱負荷除熱の研究

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核融合炉の高熱負荷の除熱にサブクール沸騰水を利用することは、最も有望なものとして注目されている。本研究は、実用上の重要性から特に狭あい流路に着目しつつ、サブクール沸騰における限界熱流束と圧力損失特性を実験的に検討しデータベースを確立しておこうとするものである。そして、圧力損失を含むサブクール沸騰の流動特性データの検討と、可視モデル実験データによる考察、さらに並列管の限界熱流束実験データの検討を行い、サブクール沸騰時の限界熱流束と流動特性をまとめた。サブクール沸騰時の流動特性では、管内径が1mmと小さくなると、管内径が大きい従来の各種整理結果と異って相対的に気泡径が小さくなることを考慮する必要があることが明らかになった。例えば、サブクール沸騰摩擦圧力損失と水単相流の摩擦圧力損失の比はBergles-Dormerにより熱流束8に対して整理すると管長さと管内径の比をパラメータとしてうまく整理できることが示されており、本実験でも3mm管ではほぼ一致するが、1mm管では圧力損失比はこれらの整理より小さくなった。このように内径1mmにおいて気泡が小さくなることを考慮すると、限界熱流束に対するTongの係数Cもうまく整理できることがわかった。また、可視モデルによる瞬間写真観察によっても流路巾が狭くなると相対的なボイド率が低下することがわかった。次に並列流路における限界熱流束特性を調べ、単管における限界熱流束との比較を行った所前者の方が小さくなることもあること、そしてそれは圧力損失一流量特性が負勾配にかかる時であることを明らかにした。サブクール沸騰時の圧力損失一流量特性の負勾配部は従来のLockhart-Martinelli相関を用いて予測するより管内径の小さい場合の本実験値の方が狭い範囲である事が明らかになった。