The critical heat flux (CHF) is a major parameter which determines the cooling performance and therefore the prediction of CHF with accuracy is of importance for the design and safety analysis in boiling systems, such as nuclear reactor, conventional boilers and other various two-phase flow systems. In these boiling systems, it has been observed that premature burnout would occur due to the flow instabilities. Moreover, the CHF correlations based on stable flow conditions(without flow instabilities)would overestimate the flow instability induced CHF. However, the CHF under flow instability conditions is not yet well understood. Therefore, the flow instability induced CHF has been studied to understand the effect of major parameters on the CHF and to predict the CHF under flow oscillation and flow excursion conditions with high accuracy.
First, the effects of flow oscillations on CHF are investigated for water flow in vertical round tubes at low-pressure, low-flow(LPLF) conditions. An experimental study has been conducted to investigate the difference in CHF between forced and natural circulations, and between stable and oscillating flow conditions. Tests were performed with three (3) vertical round tube test sections (5.0mm ID × 0.6m long, 6.6mm ID × 0.5 long and 9.8mm ID × 0.6 long) for mass fluxes below 400kg/㎡s under near atmospheric pressure. It is found that flow oscillations reduce the CHF drastically, in particular for natural-circulation conditions. The correction factors for flow oscillation induced CHF are developed at forced and natural circulations separately. The correction factors predict the experimental data at LPLF conditions within 20% error bounds.
Based on flow excursion(or Ledinegg instability)criterion and the simplified two-phase homogeneous model a mechanistic CHF model and a CHF formula for water are developed. The relationship between the CHF and the principal parameters such as mass flux, heat of vaporization, heated length-to-diameter ratio, vapor-liquid density ratio and inlet subcooling is derived on the developed correlation. The developed CHF formula predicts very well at the applicable ranges,1 < P < 40 bar,1,300 < G < 27,000 kg/㎡s and inlet quality is less than -0.1. The overall mean ratio of predicted to experimental CHF value is 0.988 with standard deviation of 0.046.
임계 열유속은 원자로,보일러 및 이상류 유동을 유발할 수 있는 계통에 설계와 안전성 평가분야에 매우 중요한 매개변수이다. 이상류 유동이 발생하는 계통에서는 어떤 운전조건에 도달하면,유동 불안정성으로 인한 "미성숙 번아웃 (Premature Burnout)"이 발생할 수 있다. 그러나, 지금까지 대부분 임계 열유속 연구는 유동 불안전성 (Flow Instabilities)이 발생하지 않는 안정된 유동조건에서 수행되어져 왔다. 그러나, 안정된 유동조건에 의해 개발된 임계 열유속 상관식들은 유동 불안정 조건하에서 발생하는 임계 열유속을 예측하지못한다. 본 연구에서는 유동 불안정성 조건인 유동 진동(Flow Osicillation)과 유동 폭주(Flow Excursion)에 대한 임계 열유속을 예측할 수 있는 상관식 개발과 매개변수들의 영향을 살펴보았다.
전반부에서는 유동진동 조건에서의 임계 열유속에 대한 연구를 수행하였다. 저압, 저유속 상태에서 물이 균일하게 가열되는 수직 원형관 안으로 흐르는 경우를 중심으로 강제순환과 자연순환 조건에서 유동진동 임계 열유속 실험을 수행하였다. 실험은 압력은 대기압이며, 사용된 시험관은 길이와 내경이 다른 세 개의 시험관(5.0 mm 내경 × 0.6 m 길이, 6.6 mm 내경 × 0.5m 길이 그리고 9.8 mm 내경 × 0.6 mm 길이)을 사용했으며, 평균 질량유속은 400 kg/㎡s 이하에서 수행되었다. 유동진동 임계 열유속은 순환양식에 관계 없이 유동진동이 심하면 심할수록 안정된 유동조건 경우보다 임계 열유속 값이 훨씬 낮게 측정 되었다. 실험데이터와 문헌조사를 통해 얻어진 유동진동 임계 열유속 데이터를 사용하여 강제순환과 자연순환 각각에 대해 임계 열유속 예측을 위한 유동진동 임계 열유속 보정인자(상관식)를 개발하였다. 보정인자는 실험데이터를 20% 오차 범위내에서 잘 예측하였다. 개발된 보정인자를 이용한 매개변수의 거동 분석은 유동진동 조건에서 질량유속의 유동진폭과 유동진동 주기가 임계 열유속에 큰 영향을 미치는 변수임을 보여주었다.
또한, 유동폭주 조건에서 물에 대한 임계 열유속을 예측하기 위한 모델을 유도했다. 그 모델은 Ledinegg 유동불안정성 기준과 균질 이상류 압력강하식이 적용되었으며, 이론적으로 물에 대한 유동폭주 조건에서 임계 열유속 상관식을 개발하였다. 개발된 상관식의 적용범위는 압력범위는 대기압에서 40기압, 질량유속은 1300에서 27,000 kg/㎡ 그리고 입구 건도는 -0.1보다 작은 경우이다. 개발된 상관식은 기존의 상관식들보다 주어진 매개변수 영역에서 정확하게 예측 하였다.
