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(A) study on the critical heat flux for low quality flow boiling in vertical tube and tube diameter effect = 저 건도 유동 비등 조건에서의 원형관 임계열유속 및 관 직경의 영향 연구
서명 / 저자 (A) study on the critical heat flux for low quality flow boiling in vertical tube and tube diameter effect = 저 건도 유동 비등 조건에서의 원형관 임계열유속 및 관 직경의 영향 연구 / Tae-Hyun Chun.
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 1999].
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A new theoretical model of critical heat flux (CHF) is developed for the flow boiling condition from the bubble-detached to the low quality range. In a heated tube, after a significant void generation starts, a bubble layer develops and is closely packed near the wall. It is assumed that a thin liquid layer called superheated liquid layer exists under the moving bubble layer. The initial liquid layer thickness is presumed to be determined by the hydrodynamic instability. The bubble layer may act as a barrier of cooling liquid supply to the wall. So, the superheated liquid layer is depleted due to the evaporation along the heated length. The CHF condition is postulated to occur when the liquid cannot contact the heated surface any more due to the complete depletion of the superheated liquid layer at a certain location. The model is validated for the bubble-detached to the low quality range, through comparisons against the measured data for the vertical upflow of water in uniformly heated round tubes. The data set of 2313 test runs covers the following ranges of parameters: 34<P<180 bar, 210<G<7500 kg/㎡s, 0.0036<D<0.0375 m, 0.08 <L< 6.0 m. The model shows a very promising agreement with experimental data by simply applying well-known constitutive relationships without any tuning coefficients: a mean error of 2% and a r.m.s. error of 9.4 %. In general, the parametric trends are also sufficiently good without apparent systematic error over the examined ranges. The proposed model is also examined with the refrigerants of R-11, R-12 and R-113 without changing the proposed model. The model showed no particular loss of the prediction capability under no scalingfactor. The tube diameter effect, one of major parameters of CHF but remaining unsatisfactorily understood, is examined both experimentally and theoretically. The overall effect of tube diameter on CHF is investigated with the available experimental data. For the range of lack of available data, the CHF experiments are conducted to examine the diameter effect and to extend the database. As a result, the CHF increases with a decreasing tube diameter. This trend was observed in both subcooled and saturated conditions. The effect of tube diameter on CHF is strong at low pressures, and high qualities, but diminishes as the pressure and mass flux increase. A reverse trend was found at some medium quality and high pressure. In addition, the physical effect of tube diameter on CHF in the subcooled and low quality range is studied through sensitivity analysis with the existing theoretical models and proposed model here. At a high degree of subcooling, the Reynolds number is important, and it affects the friction and the transfer rate, while in the moderate subcooling to low quality range, the bubble layer or boiling length is more dominant. Based on these results, the diameter correction model is suggested for two regions and close to the trends with the measured data. Finally, the feasibility of the tube-based CHF models has been assessed as a general CHF prediction method at the conceptual design stage for the advanced water-cooled reactors (AWCR). The method is required to have a wide applicable range and reasonable accuracy for the thermal-hydraulic design and safety analysis. In this study, a subchannel approach is adapted so as to consider the geometrical variations properly even in untested bundle geometries. The bundle CHF data are used to evaluate the prediction capability. As a result, a CHF table method (i.e., the use of a round tube CHF table with appropriate bundle correction factors) turns out to be a promising way to fulfill the needs in many aspects among some selected correlations and theoretical models. Though the improvements of the bundle correction factors are desirable for better predictions, especially for the cold wall and the bundle heated length effects, the CHF table method clearly shows potential to be a general CHF predictor.'

과냉 및 저 건도 유동조건에 적용 가능한 새로운 접근의 이론적 임계열유속 모델이 연구되었다. 이 유동 조건에서는 가열면에 인접한 기포경계층이 그 밑에 있는 얇은 액막층 (혹은 과열 액체층)으로부터 공급되는 기포들로 인해 계속 성장한다. 이 기포들로 밀집된 기포층은 관 중심부로부터 벽면에 접한 액막층으로의 액체 공급을 차단하여, 가열면에 접한 액막층은 증발로 인해 점점 고갈돠어 가게 된다. 임계열유속은 이 액막층이 완전히 증발되어 액체가 더 이상 가열면과 접촉하지 못하는 상태가 될 때 발생하게 되는 것으로 가정하였다. 시험자료와의 분석 결과는 제안된 모델이 새로운 경험상수를 도입하지 않고도 매우 우수한 예측 결과를 나타내었으며 기존의 다른 이론적 모형에 비해서도 예측성능이 우수하였다. 또한 열수력적 및 기하학적 인자의 예측 경향도 시험자료와 비교할 때 잘 일치하는 것으로 나타났다. 한편, 물 이외의 다른 유체에 대해서도 어떠한 스케일인자 없이도 예측 성능이 물에 대한 것과 유사한 것으로 나타났다. 따라서, 새로운 임계열유속 메커니즘이 일반성을 갖고 있을 가능성을 보여 주었다. 임계열유속의 주요 인자중 하나인 관 직경의 영향에 대해 실험적 및 이론적인 연구가 수행되었다. 관 직경에 대한 시험자료의 분석결과는 전체적으로 관 직경이 커질수록 임계열유속이 감소하는 것으로 나타났다. 그런데 이 경향은 저압, 고 건도에서 더뚜렷하였고, 압력과 질량유속이 증가할수록 감소됨을 알 수 있었다. 한편 높은 압력 및 중간 건도 조건의 일부에서 그 경향이 역으로 나타나기도 하였는데 이는 종합적인 관점에서 관 직경의 영향이 반대로 되는 것으로 판단되기 보다는 그 조건에서는 관직경의 영향이 감소하는 영역이므로, 시험 자료의 오차 또는 시험 설비간의 특성 차이로 인한 불확실도 범위 내에서 나타날 수 있는 현상으로 보는 것이 타당한 것으로 판단된다. 한편, 저 건도 또는 기포류에서의 관 직경에 대한 영향을 주는 인자를 찾기 위해 이론적인 접근이 시도되었다. 이로부터 과냉 및 저 건도에서의 관 직경의 영향은 직경 차이로 인해 마찰계수 및 열전달 특성 차이, 벽 근처의 열 경계층의 두께 차이, 그리고 기포 이탈지점과 출구까지의 거리 차이 등으로 인한 것으로 판단되었다. 따라서 이를 근거로 높은 과냉 조건인 경우와 중간 및 낮은 과냉인 경우에 대해 관직경 영향을 보정하는 모델을 역학적인 접근으로 제시하였다. 이를 관 직경이 작은 경우와 큰 경우에 대한 임계열유속 시험자료에 적용하여 보았고 이를 기존 방법의 결과와도 비교하였는데 그 결과는 서로 유사하였다. 이는 기존의 상관식이 시험결과에 대해 잘 맞도록 경험상수가 결정된 것이므로, 그 결과가 제안된 방법의 검증도 될 수 있고, 반대로 기존에 제시된 상관식의 이론적 근거를 제공하는 것으로도 볼 수 있다. 끝으로, 개량형 원자로는 다양한 기하학적 형상과 넓은 운전 조건을 포함하고 있어, 개념설계 단계에서는 광범위한 적용범위를 가진 CHF 표와 다발효과를 위한 보정인자 그리고 시험되지 않은 기하학적 형상에 대해서도 이를 적절히 할 수 있는 부수로 해석이 서로 결합되어 사용되면 예비적인 열수력 설계에 활용될 수 있는 임계열유속 예측방법이 될 수 있다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {DNE 99004
형태사항 xiv, 178 p. : 삽화 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 Includes appendix
저자명의 한글표기 : 전태현
지도교수의 영문표기 : Soon-Heung Chang
지도교수의 한글표기 : 장순흥
수록잡지명 : "Assessment of a Tube-Based Bundle CHF Prediction Method Using a Subchannel Code". Annals of Nuclear Energy, vol. 25, no. 8, pp.1159-1168 (1998)
학위논문 학위논문(박사) - 한국과학기술원 : 원자력공학과,
서지주기 Reference : p. 162-169
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