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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술대회자료
- 저자정보
- 발행연도
- 2004.4
- 수록면
- 2,094 - 2,099 (6page)
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An experimental study on heat transfer characteristics near the critical pressure has been performed with an internally-heated vertical annular channel cooled by R-134a fluid. Two series of tests have been completed: (a) steady-state critical heat flux (CHF) and (b) heat transfer tests for pressure reduction transients through the critical pressure. In the present experimental range, the steady-state CHF decreases with the increase of the system pressure For a fixed inlet mass flux and subcooling, the CHF falls sharply at about 3.8 MPa and shows a trend toward converging to zero as the pressure approaches the critical point of 4.059 MPa. The CHF phenomenon near the critical pressure does not lead to an abrupt temperature rise of the heated wall because the CHF occurred at remarkably low power levels. In the pressure reduction transient experiments, as soon as the pressure passed through the critical pressure, the wall temperatures rise rapidly up to a very high value due to the occurrence of the departure from nucleate boiling. The wall temperature reaches a maximum at the saturation point of the outlet temperature, then tends to decrease gradually.
목차
Abstract
1. 서론
2. 실험
3. 실험결과 및 논의
4. 결론
후기
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