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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제37권 제5호
발행연도
2005.1
수록면
457 - 468 (12page)

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An experimental study on post-CHF heat transfer has been performed with a 3x3 rod bundle using a vertical steam-water two-phase flow at low flow conditions. The effects of various parameters on the post-CHF heat transfer are investigated and the reasons for the parametric effects are discussed. As the heat transfer regime changes from CHF to post-CHF, the radial wall temperature distribution is changed depending on the pressure and the mass flux conditions. The superheat of the fluid increases considerably with an increase of the wall temperature (or heat flux) and with a decrease of the mass flux. This implies, indirectly, a strong thermal non-equilibrium at high wall temperature and low mass flux conditions. In order to improve the prediction accuracy of the existing post-CHF correlations, it is necessary to perform more experiments, particularly direct measurement of the vapor superheat, and to modify the correlation by considering a strong thermal non-equilibrium at low flow and low pressure conditions.
#Post-CHF Heat Transfer #Low Flow of Water #Thermal Non-Equilibrium #3x3 Rod Bundle

목차

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참고문헌 (18)

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/ 1963 / “Film Boiling on theInside of Vertical Tubes with Upward Flow of the Fluid atLow Qualities ” MIT Report No MassachusettsInstitute of Technology : 9079 ~ 26 google schola / 1973 / “Post-Dryout Heat Transfer at ReactorOperating Conditions google schola / 1975 / PhysicalMechanisms and a Survey of Prediction Methods google schola / 1976 / “Prediction ofThermal Non-Equilibrium in the Post-Dryout Regime google schola / 1978 / “A Method ofObtaining Flow Film Boiling Data for Subcooled Water google schola

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