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저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제36권 제5호
발행연도
2004.1
수록면
403 - 414 (12page)

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An experimental study of heat transfer characteristics near the critical pressure has beenperformed with an internally-heated vertical annular channel cooled by R-134a fluid. Two seriesof tests have been completed: (a) steady-state critical heat flux (CHF) tests, and (b) heat transfertests for pressure reduction transients through the critical pressure. In the present experimentalrange, the steady-state CHF decreases with increase of the system pressure for fixed inlet massflux and subcooling. The CHF falls sharply at about 3.8 MPa and shows a trend towardsconverging to zero as the pressure approaches the critical point of 4.059 MPa. The CHFphenomenon near the critical pressure does not lead to an abrupt temperature rise of theheated wall, because the CHF occurs at remarkably low power levels. In the pressure reductiontransients, as soon as the pressure passes below the critical pressure from the supercriticalpressure, the wall temperatures rise rapidly up to very high values due to the departure fromnucleate boiling. The wall temperature reaches a maximum at the saturation point of the outlettemperature, and then tends to decrease gradually.

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