典型文献
单根C型管外过冷沸腾传热特性实验及分析
文献摘要:
为探究影响核反应堆运行安全的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)管外过冷沸腾传热特性,搭建单根C型管装置,结合可视化技术开展实验研究.结果表明:随着成核数量的增加及汽泡尺寸的增大,水平及竖直观测点对应水温分别由95.1和84.7℃上升至饱和温度,传热系数分别在7930.9~14545.9 W·m-2·℃-1及2876.9~8742.2 W·m-2·℃-1持续增大,过冷度分别由4.9及15.3℃减小至接近0℃,壁温及过热度的变化均在2.0℃内.热流密度实验值与q~??n sat模型和叠加模型对应经验公式预测值偏差较大,基于削弱系数模型分别对水平及竖直段拟合了过冷沸腾经验公式,平均偏差为1.9%和6.4%.此外,对水平段拟合了饱和沸腾经验公式,偏差在±5% 以内.
文献关键词:
传热;可视化;汽泡;过冷沸腾;实验验证
中图分类号:
作者姓名:
刘延斌;王学生;王浩;陈琴珠;孟祥宇
作者机构:
华东理工大学 承压系统与安全教育部重点实验室, 上海 200237
文献出处:
引用格式:
[1]刘延斌;王学生;王浩;陈琴珠;孟祥宇-.单根C型管外过冷沸腾传热特性实验及分析)[J].高校化学工程学报,2022(03):346-353
A类:
非能动余热排出热交换器,削弱系数
B类:
单根,型管,管外,过冷沸腾,沸腾传热,传热特性,探究影响,核反应堆,运行安全,PRHR,HX,可视化技术,成核,核数,汽泡,竖直,观测点,水温,传热系数,过冷度,壁温,过热度,热流密度,sat,经验公式,系数模型,平均偏差,水平段
AB值:
0.352562
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