AbstractThe paper describes the results of thermal–hydraulic tests with single rectangular vacuum vessel (VV) channel models performed to measure heat transfer coefficients under typical VV fluid conditions. The experiments have been carried out on the thermal–hydraulic facility developed at the Central Boiler and Turbine Institute (CBTI) for wide-range tests of power plant equipments. This facility comprises a water loop 30 m in height designed for the full-scale study of nuclear reactor passive cooling. The VV test element is a rectangular channel 0.2 m in width, 3 m in total length, 2.48 m in heated length. The channel height (δch) is variable, i.e. δch=12.5, 25 or 50 mm. The heat transfer coefficients have been obtained as a function of flow rate, channel height, model inclination and heating power.
本論文は、典型的な真空容器（VV）条件下における熱伝達係数を測定するために実施した、単一真空容器（VV）矩形チャンネル模型を用いた熱流動試験の結果について述べるものである。実験は、発電プラント機器の広範囲にわたる試験を目的として中央ボイラー・タービン研究所（CBTI）に設置された熱流動試験施設において実施された。本施設は、原子炉の受動的冷却の実規模研究を目的とした、高さ30 mの水ループで構成されている。VV試験体は、幅0.2 m、全長2.5 m、加熱長2.48 mの矩形チャンネルである。チャンネル高さ（δch）は可変であり、δch=12.5 mm、25 mm、または50 mmである。熱伝達係数は、流量、チャンネル高さ、模型傾斜角、および加熱出力の関数として取得された。