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海洋核动力平台PRHR HX池沸腾换热特性研究
文献摘要：
为了研究海洋核动力平台非能动余热排出换热器(PRHRHX)池沸腾换热特性,设计搭建功率比1 ∶50的实验装置,研究PRHRHX运行过程中池沸腾传热特性,评价传统经验关系式在预测PRHRHX池沸腾换热系数时的适用性.实验结果表明PRHRHX局部池沸腾换热不均匀,PRHRHX下部沸腾强度明显弱于上部;随着热负荷升高,池沸腾换热趋于均匀.实验数据拟合所得到的半经验换热关联式与实验结果符合良好,偏差在±9％以内.研究结果可为海洋核动力平台非能动安全系统设计提供参考.
文献关键词：
池沸腾;换热系数;非能动余热排出换热器;海洋核动力平台
中图分类号：
作者姓名：
李鹏拯;李勇全;刘少有;朱东保;朱智强;孔夏明;王建军
作者机构：
武汉第二船舶设计研究所,湖北武汉430200;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001
文献出处：
引用格式：
[1]李鹏拯;李勇全;刘少有;朱东保;朱智强;孔夏明;王建军-.海洋核动力平台PRHR HX池沸腾换热特性研究)[J].舰船科学技术,2022(06):84-89
A类：
非能动余热排出换热器,PRHRHX
B类：
海洋核动力平台,池沸腾换热,换热特性,建功,功率比,实验装置,沸腾传热,传热特性,传统经验,经验关系式,换热系数,热负荷,数据拟合,半经,换热关联式,安全系统设计
AB值：
0.157676
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