An experimental study of 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) tests, and (b) heat transfer tests for pressure reduction transients through the critical pressure. In the present experimental range, the steady-state CHF decreases with increase of the system pressure for fixed inlet mass flux and subcooling. The CHF falls sharply at about 3.8 MPa and shows a trend towards 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 occurs at remarkably low power levels. In the pressure reduction transients, as soon as the pressure passes below the critical pressure from the supercritical pressure, the wall temperatures rise rapidly up to very high values due to the departure from nucleate boiling. The wall temperature reaches a maximum at the saturation point of the outlet temperature, and then tends to decrease gradually.
Pool boiling heat transfer is widely applied in nuclear engineering fields. The influence of heating surface orientation on the pool boiling heat transfer has received extensive attention. In this study, the heating surface with different roughness was adopted to conduct pool boiling experiments at different inclination angles. Based on the boiling curves and bubble images, the effects of inclination angle on the pool boiling heat transfer and critical heat flux were analyzed. When the inclination angle was bigger than 90°, the bubble size increased with the increase of inclination angle. Both the bubble departure frequency and critical heat flux decreased as the inclination angle increased. The existing theoretical models about pool boiling heat transfer and critical heat flux were compared. From the perspective of bubble agitation model and Hot/Dry spot model, the experimental phenomena could be explained reasonably. The enlargement of bubble not only could enhance the agitation of nearby liquid but also would cause the bubble to stay longer on the heating surface. Consequently, the effect of inclination angle on the pool boiling heat transfer was not conspicuous. With the increase of inclination angle, the rewetting of heating surface became much more difficult. It has negative effect on the critical heat flux. This work provides experimental data basis for heat transfer and CHF performance of pool boiling.
An experimental study was carried out to identify the various regimes of natural convective boiling and to determine the Critical Heat Flux(CHF) on a 70mm square surface which is inclined at $180^{\circ}$(upward), $90^{\circ}, \;45^{\circ}$. The heater block made of copper with cartridge heaters is submerged in a water tank with windows for visualization. As the heat flux increases from $100kW/m^2$ to $1.1MW/m^2$, the heat transfer regime migrates from the nucleate boiling to film boiling and results in a rapid heat up of the heater block. An explosive vapor generation on the heated surface, whose size and frequency are characterized by the heat flux, is visualized by using a digital camcorder with $512{\times}512$ pixel size at 30fps.
An improved mechanistic model was developed to predict a convective boiling critical heat flux (CHF) in the vertical round tubes with uniform heat fluxes. The CHF formula for subcooled and low quality boiling was derived from the local conservation equations of mass, energy and momentum, together with appropriate constitutive relations. The model is characterized by the momentum balance equation to determine the limiting transverse interchange of mass flux crossing the interface of wall bubbly layer and core by taking account of the convective shear effect due to the frictional drag on the wall-attached bubbles. Comparison between the present model predictions and experimental CHF data from several sources shows good agreement over a wide range of How conditions. The present model shows comparable prediction accuracy with the CHF look-up table of Groeneveld et al. Also the model correctly accounts for the effects of flow variables as well as geometry parameters.
'Nanofluids' means suspension of common fluids with particles of the order of nanometers in size. The present research is an experimental study of critical heat flux (CHF) behavior in pool boiling of $water-TiO_2$ nanofluids under atmospheric pressure. CHF for pure water and $water-TiO_2$ nanofluids were respectively measured using disk-type copper block heater with 10mm diameter, and CHF of water with surfactant was also measured to consider the effect of surfactant used to disperse nanoparticle. The results show a large increase in CHF for $water-TiO_2$ nanofluids compared to pure water. After CHF occurred, heat flux in pool boiling for $water-TiO_2$ nanofluids was maintained in considerable value, but not for pure water.
A mechanistic model based on wall-attached bubble coalescence, previously developed by the authors, was extended to predict a vow high critical heat flux (CHF)in highly subcooled flow boiling, especially for high mass flux and small tube diameter conditions. In order to take into account the enhanced condensation due to high subcooling and high mass velocity in small diameter tubes, a mechanistic approach was adopted to evaluate the non-equilibrium flow quality and void fraction in the subcooled water flow boiling, with preserving the structure of the previous CHF model. Comparison of the model predictions against highly subcooled water CHF data showed relatively good agreement over a wide range of parameters. The significance of the proposed CHF model lies in its generality in applying over the entire subcooled flow boiling regime including the operating conditions of fission and fusion reactors.
In this work, nucleate pool boiling heat transfer coefficients(HTCs) of 5 refrigerants of different vapor pressure are measured on horizontal Thermoexcel-E square surface of 9.53 mm length. Tested refrigerants are R32, R22, R134a, R152a and R245fa. HTCs are taken from 10 $kW/m^2$ to critical heat fluxes for all refrigerant at $7^{\circ}C$. Wall and fluid temperatures are measured directly by thermocouples located underneath the test surface and in the liquid pool. Test results show that critical heat fluxes(CHFs) of Thermoexcel-E enhanced surface are greatly improved as compared to that of a plain surface in all tested refrigerants. CHFs of all refrigerants on the Thermoexcel-E surface are increased up to 100% as compared to that of the plain surface. The improvement of Thermoexcel-E surface in CHF, however, is lower than that of the low fin surface. HTCs on Thermoexcel-E surface increase with heat flux. But after certain heat flux, HTCs began to decrease due to the difficulty in bubble removal caused by the inherent complex nature of this surface. Therefore, at heat fluxes close to the critical one, sudden decrease in HTCs needs to be considered in thermal design with Thermoexcel-E surface.
Tanjung, Elvira F.;Alunda, Bernard O.;Lee, Yong Joong;Jo, Daeseong
Nuclear Engineering and Technology
/
제50권7호
/
pp.1068-1078
/
2018
Experiments were performed to investigate bubble behaviors and pool boiling Critical Heat Flux (CHF) on a thin flat rectangular copper heater fabricated on Printed Circuit Board (PCB), at various inclination angles. The surface inclination angles were $0^{\circ}$, $45^{\circ}$, $90^{\circ}$, $135^{\circ}$, and $180^{\circ}$. Results showed the Onset of Nucleate Boiling (ONB) heat flux increased with increasing heater orientation from $0^{\circ}$ to $90^{\circ}$, while early ONB occurred when the heater faced downwards ($135^{\circ}$ and $180^{\circ}$). The nucleate boiling was observed to be unstable at low heat flux (1-21% of CHF) and changed into typical boiling when the heat flux was above 21% of CHF. The result shows the CHF decreased with increasing heater orientation from $0^{\circ}$ to $180^{\circ}$. In addition, the bubble departure diameter at the heater facing upwards ($0^{\circ}$, $45^{\circ}$, and $90^{\circ}$) was more prominent compared to that of the heater facing downward ($135^{\circ}$). The nucleation site density also observed increased with increasing heat flux. Moreover, the departed bubbles with larger size were observed to require a longer time to re-heat and activate new nucleation sites. These results proved that the ONB, CHF, and bubble dynamics were strongly dependent on the heater surface orientation.
Rahimian, A.;Kazeminejad, H.;Khalafi, H.;Akhavan, A.;Mirvakili, M.
Nuclear Engineering and Technology
/
제52권10호
/
pp.2353-2360
/
2020
An anodic electrophoretic deposition (EPD) technique is used to create a uniform TiO2 thin film coating on boiling thin steel plates (1.1 mm by 90 mm). All of the effective parameters except time of the EPD method are kept constant. To investigate the effect of gamma irradiation on the critical heat flux (CHF), the test specimens were irradiated in a gamma cell to different doses ranging from 100 to 300 kGy, and then SEM and BET analysis were performed. For each coated specimen, the contact angle and capillary length were measured. The specimens were then tested in a boiling pool for CHF and boiling heat transfer coefficient. It was observed that irradiation significantly decreases the maximum pore diameter while it increases the porosity, pore surface area and pore volume. These surface modifications due to gamma irradiation increased the CHF of the nano-coated surfaces compared to that of the unirradiated surfaces. The heat transfer coefficient (HTC) of the nano-coated surfaces irradiated at 300 kGy increased from 83 to 160 kW/(㎡ K) at 885 kW/㎡ wall heat flux by 100%. The CHF of the irradiated (300 kGy) and unirradiated surfaces are 2035 kW/㎡ and 1583 kW/㎡, respectively, an increase of nearly 31%.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.