单根C型管外过冷沸腾传热特性实验及分析

为探究影响核反应堆运行安全的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)管外过冷沸腾传热特性,搭建单根C型管装置,结合可视化技术开展实验研究.结果表明:随着成核数量的增加及汽泡尺寸的增大,水平及竖直观测点对应水温分别由95.1和84.7℃上升至饱和温度,传热系数分别在7930.9～14545.9 W·m-2·℃-1及2876.9～8742.2 W·m-2·℃-1持续增大,过冷度分别由4.9及15.3℃减小至接近0℃,壁温及过热度的变化均在2.0℃内.热流密度实验值与q～??n sat模型和叠加模型对应经验公式预测值偏差较大,基于削弱系数模型分别对水平及竖直段拟合了过冷沸腾经验公式,平均偏差为1.9％和6.4％.此外,对水平段拟合了饱和沸腾经验公式,偏差在±5％ 以内.