原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
以水蒸气为工质,实验研究了水平管内纯蒸汽冷凝的局部换热特性。实验选取换热管内径为25 mm、换热管进口压力为0.15~0.4 MPa、局部蒸汽的Re=5756~92289,分析了蒸汽压力及流速、壁面过冷度对冷凝传热系数的影响,并将采用现有关系式计算的冷凝传热系数与实验结果进行了对比。结果表明:冷凝传热系数随壁面过冷度的增大而减小,随压力的升高和流速的增大而增大;采用现有关系式计算的冷凝传热系数与实验值的偏差较大,关系式有待进一步改进;在实验范围内,由拟合换热关系式计算所得冷凝传热系数与实验结果的相对偏差在15%左右。
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关键词热度
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文献信息
篇名 水平管内蒸汽冷凝局部换热特性实验研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 水平管 蒸汽冷凝 局部换热
年,卷(期) 2014,(12) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 2219-2223
页数 5页 分类号 TL33
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2014.48.12.2219
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 孙中宁 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 126 989 16.0 21.0
2 谷海峰 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 44 107 6.0 8.0
3 王军龙 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 6 13 3.0 3.0
4 周艳民 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 10 28 3.0 5.0
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研究主题发展历程
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水平管
蒸汽冷凝
局部换热
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期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
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