机译:饱和核流沸腾过程中壁传热的新型半经验相关性
University of Science and Technology,217 Gajung-ro,Daejeon 34113, Yuseong-gu, South Korea;
Korea Atomic Energy Research Institute,Daedeok-daero 989-111,Daejeon 34057, Yuseong-gu, South Korea;
Korea Atomic Energy Research Institute,Daedeok-daero 989-111,Daejeon 34057, Yuseong-gu, South Korea;
Korea Atomic Energy Research Institute,Daedeok-daero 989-111,Daejeon 34057, Yuseong-gu, South Korea;
Flow (Dynamics); Heat transfer; Boiling; Heat flux; Forced convection; Bubbles; Heat transfer coefficients; Nucleate pool boiling; Transient heat transfer; Databases;
机译:讨论:``过冷流动核沸腾过程中的传热和壁热通量分配-综述''(Warrier,G.R.和Dhir,V.K.,2006年,Journal of Heat Transfer,128,pp.1243-1256)
机译:自然对流与成核沸腾之间的过渡制度的试验研究:加热壁倾斜角度对核心沸腾(ONB)和自然对流发作的影响(ONC)
机译:加热取向对池沸腾核沸腾热传递,泡沫动力学和壁热通量分区沸腾模型的研究
机译:初步壁传热测量和泡沫增长的可视化和脱落:FC-72的饱和核沸腾
机译:冷却期间的低温两相流:流变和核沸腾传热。
机译:水平通道R22流沸腾换热的相关性评价
机译:自然对流与成核沸腾之间的过渡制度的试验研究:加热壁倾斜角度对核心沸腾(ONB)和自然对流发作的影响(ONC)
机译:水和乙二醇/水混合物的两相流沸腾的压降,传热,临界热流和流动稳定性 - 项目“核子沸腾发动机中的高效冷却”的最终报告。