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竖直圆管内脉动流量下临界热流密度预测

赵大卫 苏光辉 秋穗正

赵大卫, 苏光辉, 秋穗正. 竖直圆管内脉动流量下临界热流密度预测[J]. 核动力工程, 2010, 31(3): 36-39.
引用本文: 赵大卫, 苏光辉, 秋穗正. 竖直圆管内脉动流量下临界热流密度预测[J]. 核动力工程, 2010, 31(3): 36-39.
ZHAO Da-wei, SU Guang-hui, QIU Sui-zheng. Prediction of Critical Heat Flux in Vertical Tube under Flow Oscillation Condition[J]. Nuclear Power Engineering, 2010, 31(3): 36-39.
Citation: ZHAO Da-wei, SU Guang-hui, QIU Sui-zheng. Prediction of Critical Heat Flux in Vertical Tube under Flow Oscillation Condition[J]. Nuclear Power Engineering, 2010, 31(3): 36-39.

竖直圆管内脉动流量下临界热流密度预测

基金项目: 

国家自然科学基金项目(10675096)

详细信息
    作者简介:

    赵大卫(1985-),男,在读博士研究生。2006年毕业于西安交通大学核能科学与工程专业,获学士学位。现从事核反应堆热工水力分析的研究工作。苏光辉(1966-),男,教授,博士研究生导师。1997年毕业于西安交通大学核能科学与工程专业,获博士学位。现从事核反应堆热工水力分析及汽-液两相流动与沸腾传热的研究。秋穗正(1965-),男,教授,博士研究生导师。1996年毕业于西安交通大学大学核科学与技术专业,获博士学位。现从事核反应堆热工水力、微小通道和狭窄通道单相和沸腾传热流动特性实验研究。

  • 中图分类号: TK124

Prediction of Critical Heat Flux in Vertical Tube under Flow Oscillation Condition

  • 摘要: 以预测脉动流动下临界热流密度下降阈值的温度反馈模型为基础,用实验数据对理论预测结果进行修正,并根据修正后的临界热流密度下降阈值拟合了一个流量脉动条件下竖直小管径圆管内临界热流密度的半理论半经验预测公式。该公式预测值与低压低质量流速下Umekawa和Ozawa的脉动流动临界热流密度实验结果相比较,平均相对误差为11.15%,低于Kim关系式21.04%的预测误差。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2009-03-10
  • 修回日期:  2010-01-15
  • 网络出版日期:  2025-07-29
  • 刊出日期:  2010-06-01

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