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摘要
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 7 930.9～14 545.9 W·m-2·℃-1及 2 876.9～8 742.2 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 ～Δθnsat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。
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