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老化效应对涂层表面池沸腾传热性能的影响
1
作者
钟达文
廉学新
+1 位作者
史昊鹏
韩昱程
《原子能科学技术》
EI
CSCD
北大核心
2024年第1期93-102,共10页
压力容器外部冷却(ERVC)是第三代压水堆核电站严重事故缓解策略的关键技术,其表面临界热流密度(CHF)决定了压力容器的完整性。为探究压力容器真实材料SA508钢表面老化对涂层表面CHF特性的影响,开展了SA508钢光表面和基于SA508钢的TC4钛...
压力容器外部冷却(ERVC)是第三代压水堆核电站严重事故缓解策略的关键技术,其表面临界热流密度(CHF)决定了压力容器的完整性。为探究压力容器真实材料SA508钢表面老化对涂层表面CHF特性的影响,开展了SA508钢光表面和基于SA508钢的TC4钛合金多孔涂层表面在不同老化状态下的沸腾换热特性实验研究。结果表明:SA508钢光表面在水中会快速氧化,随着老化的加深,其CHF呈上升趋势,上升幅度在20%以内;CHF增强的原因在于SA508钢氧化生成了能改善表面润湿性的Fe3O4磁性微纳米颗粒层。随着氧化的加深,TC4涂层表面由超亲水特性变为疏水特性,基体SA508钢生成的氧化物易堵塞涂层孔隙,CHF呈恶化趋势。
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关键词
相变
传热
涂层
沸腾换热
临界热流密度
氧化
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职称材料
题名
老化效应对涂层表面池沸腾传热性能的影响
1
作者
钟达文
廉学新
史昊鹏
韩昱程
机构
华北电力大学北京市非能动核能安全技术重点实验室
出处
《原子能科学技术》
EI
CSCD
北大核心
2024年第1期93-102,共10页
基金
国家自然科学基金(51706068)
北京市自然科学基金(3192035)
中央高校基本科研业务费(2020MS034)。
文摘
压力容器外部冷却(ERVC)是第三代压水堆核电站严重事故缓解策略的关键技术,其表面临界热流密度(CHF)决定了压力容器的完整性。为探究压力容器真实材料SA508钢表面老化对涂层表面CHF特性的影响,开展了SA508钢光表面和基于SA508钢的TC4钛合金多孔涂层表面在不同老化状态下的沸腾换热特性实验研究。结果表明:SA508钢光表面在水中会快速氧化,随着老化的加深,其CHF呈上升趋势,上升幅度在20%以内;CHF增强的原因在于SA508钢氧化生成了能改善表面润湿性的Fe3O4磁性微纳米颗粒层。随着氧化的加深,TC4涂层表面由超亲水特性变为疏水特性,基体SA508钢生成的氧化物易堵塞涂层孔隙,CHF呈恶化趋势。
关键词
相变
传热
涂层
沸腾换热
临界热流密度
氧化
Keywords
phase change
heat transfer
coating
boiling heat transfer
critical heat flux
oxidation
分类号
TL33 [核科学技术—核技术及应用]
TQ026.4 [化学工程]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
老化效应对涂层表面池沸腾传热性能的影响
钟达文
廉学新
史昊鹏
韩昱程
《原子能科学技术》
EI
CSCD
北大核心
2024
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