熱伝達の研究において、臨界熱流束( CHF )とは、沸騰が固体表面から液体への熱伝達の有効な形態ではなくなる熱流束のことです。
説明

沸騰システムでは、液体の 冷媒が加熱された固体表面からエネルギーを吸収し、相変化を起こします。流動沸騰システムでは、飽和した流体は、蒸気の質が高まるにつれて一連の流動状態を経ます。沸騰を利用するシステムでは、流体が単相(すべて液体またはすべて蒸気)である場合よりも熱伝達率が大幅に高くなります。加熱された表面からのより効率的な熱伝達は、気化熱と顕熱によるものです。そのため、沸騰熱伝達は、原子力発電所や化石燃料発電所の巨視的熱伝達交換器などの産業用熱伝達プロセスや、電子チップを冷却するためのヒートパイプやマイクロチャネルなどの微視的熱伝達デバイスで重要な役割を果たしてきました。
熱除去手段としての沸騰の使用は、臨界熱流束 (CHF)と呼ばれる条件によって制限されます。CHF 付近で発生する可能性のある最も深刻な問題は、熱伝達が大幅に減少するため、加熱面の温度が急激に上昇する可能性があることです。電子機器の冷却や宇宙での計測などの産業用途では、温度の急激な上昇により、デバイスの完全性が損なわれる可能性があります。
二相熱伝達
均一に加熱された壁と作動流体の間の対流熱伝達は、ニュートンの冷却の法則によって説明されます。
ここで、は熱流束、は熱伝達係数と呼ばれる比例定数、は壁面温度、 は流体温度を表します。 がCHF 状態の発生により大幅に減少した場合、が一定の場合 は増加し、 が一定の場合は減少します。
CHFのモード
CHF現象の理解とCHF状態の正確な予測は、原子炉、化石燃料ボイラー、核融合炉、電子チップなど多くの熱伝達ユニットの安全で経済的な設計にとって重要です。そのため、この現象は、抜山が最初に特徴付けて以来、世界中で広範囲に研究されてきました。[1] 1950年にクタテラゼはバーンアウト危機の流体力学理論を提唱しました。[2]過去数十年間に、水冷却原子炉の開発に伴って重要な研究が多く行われてきました。現在、この現象の多くの側面がよく理解されており、共通の関心事の条件に対していくつかの信頼性の高い予測モデルが利用可能です。
臨界熱流束(CHF)という用語の使用は、著者の間で一貫していません。[3]米国原子力規制委員会は、二相熱伝達の大幅な低下に関連する現象を示すために「臨界沸騰遷移」(CBT)という用語を使用することを提案しています。[4] 単一の種の場合、液相は一般に気相よりも熱伝達特性、つまり熱伝導率がかなり優れています。したがって、一般的にCBTは、加熱された表面に沿った局所的な位置でのある程度の液体不足の結果です。CBTに到達する2つのメカニズムは、核沸騰からの逸脱(DNB)と液膜ドライアウトです。
DNB
核沸騰からの逸脱 (DNB) は、サブクール流および気泡流状態で発生します。DNB は、加熱された表面近くの多数の気泡が合体し、局所的な液体が表面に到達する能力を妨げるときに発生します。加熱された表面と局所的な液体の間にある蒸気の塊は、蒸気ブランケットと呼ばれることがあります。
ドライアウト

ドライアウトとは、熱伝達面上の液体が消失し、CBT が生じることを意味します。液膜のドライアウトは、環状流で発生します。[3]環状流は、蒸気コア、壁面の液膜、コア内に巻き込まれた液滴によって特徴付けられます。液体と蒸気の界面でのせん断により、加熱面に沿って液膜が流れます。一般に、2 相 HTC は、液膜の厚さが減少するにつれて増加します。このプロセスは、有限の期間に及ぶ、特定の位置で局所的なドライアウト イベントの多くのインスタンスで発生することが示されています。[3] CBT は、局所的な位置がドライアウトにさらされる時間の割合が大きくなると発生します。[3]単一のドライアウト イベント、または複数のドライアウト イベントの後には、液膜と以前は乾燥していた領域との持続的な接触期間が続く場合があります [1] 。多数のドライアウト イベント (数百または数千) が連続して発生することが、熱伝達関連のドライアウト CBT を大幅に削減するメカニズムです。[3]
CHF後
ポストCHFは流動沸騰過程における一般的な伝熱劣化を表すために使用され、液体は分散した液滴の噴霧、連続した液体コア、または前2つのケース間の遷移の形態をとる可能性があります。ポストドライアウトは、液体が分散した液滴の形態のみである状態での伝熱劣化を表すために特に使用され、その他のケースはポストDNBという用語で表されます。[5]
相関関係
臨界熱流束は沸騰曲線上の重要な点であり、この点の近くで沸騰プロセスを実行することが望ましい場合があります。ただし、この量を超えて熱を放散することには注意が必要です。Zuber、[6]は、この問題の流体力学的安定性解析を通じて、この点を近似する式を開発しました。
単位:臨界流束:kW/m 2、h fg:kJ/kg、σ:N/m、ρ:kg/m 3、g:m/s 2。
これは表面の材質には依存せず、定数 C で表わされる加熱表面の形状に弱く依存します。大きな水平円筒、球、大きな有限加熱表面の場合、ズーバー定数の値はです。大きな水平プレートの場合、 の値がより適しています。
臨界熱流束は圧力に大きく依存します。低圧(大気圧を含む)では、圧力依存性は主に蒸気密度の変化によるもので、圧力とともに臨界熱流束が増加します。しかし、圧力が臨界圧力に近づくと、表面張力と蒸発熱の両方がゼロに収束し、これらが圧力依存性の主な原因となります。[7]
1 気圧の水の場合、上記の式では臨界熱流束は約 1000 kW/m 2と計算されます。
参照
参考文献
- ^ 抜山 誠 (1934). 「細いワイヤー上の沸騰水の膜」機械工学会誌、37。
- ^ Kutateladze, SS (1950). 「自由対流条件下での沸騰の危機の流体力学的モデル」。ソ連技術物理学ジャーナル。20 (11): 1389– 1392。
- ^ abcde Morse, RW; Moreira, TA; Chan, J.; Dressler, KM; Ribatski, G.; Hurlburt, ET; McCarroll, LL; Nellis, GF; Berson, A. (2021-10-01). 「垂直二相環状流における臨界熱流束と液膜の乾燥」. International Journal of Heat and Mass Transfer . 177 : 121487. doi :10.1016/j.ijheatmasstransfer.2021.121487. ISSN 0017-9310.
- ^ 「原子力規制委員会発行物。第47巻第3号」1998年3月1日。
{{cite journal}}:ジャーナルを引用するには|journal=(ヘルプ)が必要です - ^ Yu, D., Feuerstein, F., Koeckert, L., & Cheng, X. (2018). 上向き垂直流におけるドライアウト後の熱伝達の解析とモデリング。Annals of Nuclear Energy、115、186-194。
- ^ Zuber, Novak (1959年6月). 「沸騰熱伝達の流体力学的側面」. doi : 10.2172/4175511 . hdl : 2027/mdp.39015086433532 . 2016年4月4日閲覧。
{{cite journal}}:ジャーナルを引用するには|journal=(ヘルプ)が必要です - ^ 「Incropera による熱および質量移動の基礎第 6 版」。
{{cite journal}}:ジャーナルを引用するには|journal=(ヘルプ)が必要です
外部リンク
- 沸騰危機のモデル化
- 臨界熱流束付近でのフィルムの乾燥 - ビデオ
