Vertical, Bubbly, Cross-Flow Characteristics over Tube Bundles

Iwaki, Chikako; Cheong, Kar-Hooi; Monji, Hideaki; Matsui, Goichi

doi:10.1007/s00348-005-0036-2

Cited by 19 publications

(11 citation statements)

References 14 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…However, many of these studies evaluated the local void fraction at several measurement positions in the tube bundles, and did not conduct sufficient two-dimensional void-fraction distributions in the bundles. To observe the local liquid velocity fields and bubbles motion around the tubes for in-line and staggered arrays, particle image velocimetry (PIV) was utilized by Iwaki et al (2005). They reported that the wake regions of tubes made the void fraction distributions in staggered bundles uniform.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Local void fraction and heat transfer characteristics around tubes in two-phase flows across horizontal in-line and staggered tube bundles

Murakawa

Baba

Miyazaki

et al. 2018

Nuclear Engineering and Design

View full text Add to dashboard Cite

This study investigated the local characteristics of void-fraction distribution and heat transfer around tubes in two-phase flows under adiabatic conditions using vertical duct test sections with inner dimensions of 90 × 90 mm 2. Two kinds of test sections, in-line and staggered tube bundles, each containing five columns and eight rows, were employed for the measurements. The tube diameter of each was 15 mm, and the pitch-to-diameter ratio was 1.5 for both bundles. The working fluids were air and water, and the experiments were performed under atmospheric pressure in a temperature range of 20-25 ºC. Superficial liquid velocity, J L , and gas velocity, J G , ranged from 0.1 to 0.3 m/s and 0.03 to 1.19 m/s, respectively. Two-dimensional void-fraction distributions were obtained using X-ray radiography and the local heat-transfer coefficients were measured using a platinum wire electrode placed on a tube that could be rotated. In the experiments, the time-averaged void fraction increased at the maximum and vertical minimum gaps for the in-line tube bundle, whereas the void fraction increased upstream of the tubes for the staggered tube bundle. In the bubbly flow condition, enhancement of the heat transfer by bubbles motion clearly occurred between ±90 and 180° for the in-line tube bundle, and increased all over the pipe for the staggered tube bundle. The increase in the local heat transfer coefficients by bubbles motion was more apparent for the in-line tube bundle. The average heat transfer coefficient in the staggered tube bundle was higher than that in the in-line tube bundle in the bubbly flow regime, whereas the results were opposite in the intermittent flow regime.

show abstract

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Local void fraction and heat transfer characteristics around tubes in two-phase flows across horizontal in-line and staggered tube bundles

Murakawa

Baba

Miyazaki

et al. 2018

Nuclear Engineering and Design

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Chen et al (2005) use a sight glass next to their boiling tube and a high speed camera to capture the bubble growth and departure from the smooth and enhanced tube surfaces. Another thin section experiment was performed by Iwaki et al (2005) using glass tubes 50 mm (1.97 in) in length and 15 mm (0.60 in) in outer diameter.…”

Section: Visualization Techniquesmentioning

confidence: 99%

Two Phase Flow Visualization in Evaporator Tube Bundles Using Experimental and Numerical Techniques

Schlup

2017

Proceeding of Second Thermal and Fluids Engineering Conference

View full text Add to dashboard Cite

This research presents results from experimental and numerical investigations of twophase flow pattern analysis in a staggered tube bundle. Shell-side boiling tube bundles are used in a variety of industries from nuclear power plants to industrial evaporators. Fluid flow patterns in tube bundles affect pressure drop, boiling characteristics, and tube vibration. R-134a was the working fluid in both the experimental and computational fluid dynamics (CFD) analysis for this research. Smooth and enhanced staggered tube bundles were studied experimentally using a 1.167 pitch to diameter ratio. The experimental tube bundles and CFD geometry consist of 20 tubes with five tubes per pass. High speed video was recorded during the experimental bundle boiling. Bundle conditions ranged in mass fluxes from 10-35 kg/m 2 • s and inlet qualities from 0-70% with a fixed heat flux. Classification of the flow patterns from these videos was performed using flow pattern definitions from literature. Examples of smooth and enhanced bundle boiling high speed videos are given through still images. The flow patterns are plotted and compared with an existing flow pattern map. Good agreement was found for the enhanced tube bundle while large discrepancies exist for the smooth tube bundle. The CFD simulations were performed without heat transfer with non-symmetrical boundary conditions at the side walls, simulating rectangular bundles used in this and other research. The two-phase volume of fluid method was used to construct vapor interfaces and measure vapor volume fraction. A probability density function technique was applied to the results to determine flow patterns from the simulations using statistical parameters. Flow patterns were plotted on an adiabatic flow pattern map from literature and excellent agreement is found between the two. The agreement between simulation results and experimental data from literature emphasizes the use of numerical techniques for tube bundle design.

show abstract

“…W zależności od wielkości strumieni doprowadzanych faz, ich właściwości fizykochemicznych i(lub) parametrów wrzenia formują się różne struktury przepływu. Duża liczba nowo wydawanych publikacji z tego zakresu pokazuje, że badania przepływu dwufazowego są wciąż w kręgu zainteresowań badaczy [2][3][4]. Jest to również spowodowane faktem, że pomimo wielu badań nad strukturami przepływu dwufazowego ich charakter nie został jeszcze w pełni poznany.…”

Section: Wstępunclassified

Wymiana ciepła i wizualizacja przepływu dwufazowego w przestrzeni międzyrurowej

Ulbrich

Karas²,

Zając

2015

ZN PRz Mechanika

View full text Add to dashboard Cite

W pracy zaprezentowano wyniki badań nad wizualizacją przepływu dwufazowego poprzecznego do modelowego pęku rur. Do realizacji założonego celu wykorzystano m.in. metodę cyfrowej anemometrii obrazowej DPIV. Badania przeprowadzono dla dwóch układów pęku rur -szeregowego i przestawnego, przy zróżnico-wanych strumieniach fazy ciekłej i gazowej, w zakresie odpowiednio 800-1200 i 10-60 dm 3 /h. Rezultatami badań były pola prędkości fazy ciekłej, identyfikacja pojawiających się struktur przepływu oraz wielkości powierzchni stref. Rezultaty wizualizacji zestawiono z wynikami badań wymiany ciepła podczas przepływu dwufazowego przez przestawny i równoległy pęk rur. Do pomiarów wykorzystano metodę elektrochemiczną opartą na analogii wymiany ciepła i masy. Otrzymane wyniki pozwoliły na analizę wpływu hydrodynamiki przepływu na intensywność wymiany ciepła na powierzchni rur w pęku.Słowa kluczowe: analogia Chiltona-Colburna, DPIV, metoda elektrochemiczna, wnikanie masy WstępPrzepływ poprzeczny do pęku rur występuje w wymiennikach płaszczowo--rurowych z zamontowanymi przegrodami. Rozwiązanie to stosuje się, gdy współczynnik wnikania ciepła płynu po stronie międzyrurowej jest znacznie mniejszy w porównaniu z czynnikiem przepływającym wewnątrz rur. Przegrody ustawione prostopadle do osi wzdłużnej wymiennika zmniejszają pole przekroju przestrzeni międzyrurowej oraz zmieniają kierunek przepływu płynu poprzecznie do pęku rurek. Rezultatem jest zwiększenie prędkości i burzliwości strugi przepływającego płynu, co prowadzi do intensyfikacji wnikania ciepła.

show abstract

Vertical, Bubbly, Cross-Flow Characteristics over Tube Bundles

Cited by 19 publications

References 14 publications

Local void fraction and heat transfer characteristics around tubes in two-phase flows across horizontal in-line and staggered tube bundles

Local void fraction and heat transfer characteristics around tubes in two-phase flows across horizontal in-line and staggered tube bundles

Two Phase Flow Visualization in Evaporator Tube Bundles Using Experimental and Numerical Techniques

Wymiana ciepła i wizualizacja przepływu dwufazowego w przestrzeni międzyrurowej

Contact Info

Product

Resources

About