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저자정보
임지환 (포항공과대학교) 이수원 (포항공과대학교) 오훈교 (포항공과대학교) 박민규 (포항공과대학교) 황돈관 (포항공과대학교) 김무환 (포항공과대학교) 조항진 (포항공과대학교)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2021년 학술대회
발행연도
2021.11
수록면
1,341 - 1,346 (6page)

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이 논문의 연구 히스토리 (12)

2021

단방향으로 열이 부하되는 상황에서 Hypervapotron 채널의 비등시작점에 대한 탐구
임지환 ,  박민규 ,  이수원 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2021.11 학술대회자료
과냉각 유동비등 조건에서 평가된 사각 히트싱크의 유동 불안정 시작점
임지환 ,  오훈교 ,  박민규 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2021.11 학술대회자료
과냉유동비등 상황에서의 직사각형 채널의 비등시작점에 대한 실험적 연구
임지환 ,  이수원 ,  오훈교 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2021.11 학술대회자료
Twisted tape이 삽입된 원형관 튜브의 과냉유동비등 조건 아래에서 비등 시작점 열속에 대한 탐구
임지환 ,  이수원 ,  오훈교 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2021.11 학술대회자료
높은 과냉각 유동비등 조건에서 Hypervapotron 히트싱크의 열전달 성능예측 연구
임지환 ,  이수원 ,  오훈교 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2021.11 학술대회자료
단면열속 부하된 Hypervapotron 냉각채널의 다상유동 유동불안정 시작점에 대한 실험적 연구
임지환 ,  이수원 ,  오훈교 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2021.08 학술대회자료
과냉유동비등 상황 단면고열속 부하 시 원형관 냉각채널의 다상차압수에 대한 실험적 연구
임지환 ,  이수원 ,  오훈교 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2021.08 학술대회자료
핵융합로 적용을 위한 단면 열속부하된 Screw tube 의 과냉 유동비등에 대한 실험적연구
임지환 ,  박민규 ,  오훈교 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2021.06 학술대회자료
복합계층구조 (밀리+마이크로) Hypervapotron 냉각채널의 과냉비등연구
임지환 ,  박민규 ,  오훈교 외 3명 대한기계학회 춘추학술대회 2021.05 학술대회자료
단면 고열속 부하된 원형관채널의 과냉비등 열전달 실험적 연구
임지환 ,  황돈관 ,  오훈교 외 3명 대한기계학회 춘추학술대회 2021.05 학술대회자료

2020

단면 고열속부하된 원형관과 Swirl tube의 열수력학적 성능 비교
임지환 ,  황돈관 ,  박민규 외 3명 대한기계학회 춘추학술대회 2020.12 학술대회자료

2019

단면 열속부하된 Hypervapotron 냉각채널의 과냉비등상황 임계열유속 실험적 연구
임지환 ,  박민규 ,  오훈교 외 3명 대한기계학회 춘추학술대회 2019.11 학술대회자료

초록· 키워드

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The cooling system of a fusion power plant is safe to operate in single-phase to avoid flow instability due to vapour or reaching a potential critical heat flux. However, there are very few cases of experimental evaluation of onset of nucleate boiling (ONB) under one-side high heat load conditions inside the tokamak. Therefore, ONB of a rectangular channel was evaluated under one-side heating condition. As a result of analyzing the effect of system parameters on ONB heat flux, it was confirmed that ONB heat flux had a proportional relationship with flow and sub-cooling, and an inverse relationship with pressure. In addition, as a result of evaluating various types of ONB correlations, it was difficult to find correlations that predict ONB with high accuracy under one-side high heat load conditions. This proves that it is essential to develop a new ONB correlation for application to the tokamak cooling system.
#비등시작점(Onset of nucleate boiling) #과냉유동비등(Sub-cooled flow boiling) #디버터(Divertor)

목차

Abstract
1. 서론
2. 실험 방법
3. 실험 결과 및 분석
4. 결론
참고문헌

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