原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
以浸没在高位水箱中的竖直管束为研究对象,对不同热负荷条件下竖直管束内冷凝换热特性进行研究,通过对比中心管与周围旁管的凝液增长率以及冷凝换热热阻,分析了中心管与旁管换热特性的差异,解释了低压条件下冷凝换热系数剧烈下降现象。将管束冷凝试验数据与已有单管试验数据对比发现,在相同蒸汽工况下,单管的冷凝换热系数与旁管的冷凝换热系数吻合较好,但远低于中心管的冷凝换热系数,说明中心管的换热性能相对于旁管确实得到了强化。通过对比换热系数的试验值与经典努塞尔理论和努塞尔修正理论的计算值发现,中心管的试验值与努塞尔修正理论计算值吻合较好,但旁管的偏差较大。
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 非能动余热排出换热器冷凝换热性能研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 竖直管束 蒸汽冷凝 中心管 旁管
年,卷(期) 2015,(10) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1752-1757
页数 6页 分类号 TL33
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2015.49.10.1752
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 曹夏昕 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 50 526 14.0 20.0
2 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
3 王开元 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 4 17 3.0 4.0
4 李亚 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 4 17 3.0 4.0
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研究主题发展历程
节点文献
竖直管束
蒸汽冷凝
中心管
旁管
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
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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