An experimental study has performed to investigated the high pressure steam condensation heat transfer in a large diameter condenser tube which is adapted for Passive Seconary Condensation System,(PSCS), in Advanced Nuclear Power Plants.
Experiments are conducted in a single vertical tube with an inner diameter of 46.2 mm, a length of 1.8m and a thickness of 2.3 mm at the maximum pressure of 7.5 MPa. The film condensation heat transfer coefficients with/without noncondensable gas are calculated by the difference of measured tube wall temperatures, and the two-phase pressure drops in the condenser tube are also measured. The measured turbulent film condensation heat tranfer coefficients lie within the range of 4000-7000W/㎡K. It is founded that the film condensation heat transfer coefficients of pure steam is independent of the steam pressure whereas the local heat fluxs show an increasing trend with an increase in pressure.
The Shah model used in RELAP5/MOD3.2 does not show good agreement of the present experimental data. A new turbulent annular film condensation model is develoed on the basis of the similarity of pipe flow and annular film flow. The present model gives better estimations of the experimental data than the Shah model does. For easy engineering application to the film condensation heat transfer withnoncondensation gases, the non-iterative model proposed by Park and NO(1999). The non-iterative model is validated against the present experimental results. The non-iterative model well predicts the present high pressure steam condensation heat transfer coefficient with noncondensable gas than the models used in standard RE-LAP5/MOD3.2 do.
The RELAP5/MOD3.2 is improved implementing the new turbulent annular film condensation model, the non-iterative model, and the Coiler model for wall friction in annular flow. The improved RELAP5 is applied to the evaluation of PSCS performance. The PSCS of CP-1300 reactor is designed with 960 single condenser tube based on the experimental results. The simulation results of the improved RELAP5/MOD3.2 show that the PSCS successfully removes the decay heat of CP-1300.
CP-3000과 같은 차세대 원자로의 피동 안전 계통으로 유력한 피동 이차 응축 계통의 수직관에서 발생하는 고압 증기 응축 현상을 분석하기 위한 실험적 연구를 수행하였다. 실험을 통하여 고압 증기의 난류 막응축 열유속, 열전달 계수 및 압력 강하를 측정하였다. 또한, 불응축성 기체의 존재가 응축에 미치는 영향을 분석하기 위한 실험을 수행하였다. 실험에 사용된 응축기는 피동 이차 응축 계통에 사용된 응축기와 동일한 규격으로서, 외경 50.8mm, 길이 1.8m, 두께 2.3mm인 스테인레스 스틸 튜브를 이용하였다. 응축기 내부에서 막응축 열전달 계수는 벽면 내벽/외벽에서 측정된 온도 차이를 이용하여 측정하였다. 응축 실험은 순수증기와 불응축성기체를 포함한 혼합기체에 대하여 압력 0.35MPa에서 7.5Mpa까지 수행되었다. 이와 함께, 응축기에서 압력 강하를 측정하였다. 측정된 난류 막응축 계수는 4000W/㎡K에서 7000W/㎡K로 측정되었다. 막응축 열유속은 압력이 증가함에 따라 증가하는 경향을 보이지만, 열전달 계수는 압력에 무관한 경향을 나타내고 있다.
RELAP5/MOD3.2의 난류 막응축 모델로 사용된 Shah 모델은 본 실험과 같은 큰 직경의 응축기의 실험 결과를 잘 예측하지 못하는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 환형 액막 유동과 배관내 단상 유동의 상관 관계로부터 새로운 난류 환형 액막 응축 모델을 개발하였다. 본 모델은 Shah모델 보다 실험 결과를 잘 예측하는 것으로 나타났다. 불응축성 기체가 존재하는 응축 현상에 대하여 박현식, 노희천(1999)에 의하여 개발된 비반복모델을 본 실험 결과를 이용하여 검증하였다. 비반복 모델은 본 실험결과를 25% 오차 범위에서 잘 예측하고 있는 것으로 나타났다. 결국 비반복 모델은 본 실험과 같은 고압 실험결과를 잘 예측하고 있음을 알 수 있다.
RELAP5/MOD3.2의 모델에 대한 평가를 통하여 난류 막응축 모델이 부정확한 것으로 알 수 있었다. 따라서, RELAP5/MOD3.2의 난류 막응축 모델을 개발된 난류 환형 액막 모델을 이용하여 개선 및 검증을 수행하였다.
CP-1300의 피동잔열제거계통은 960개의 응축기 튜브로 구성된다. 이러한 피동잔열제거계통을 개선된 RELAP5/MOD3.2를 이용하여 성능 분석을 실시한 결과, 피동잔열제거계통은 성공적으로 CP-1300의 잔열을 제거할 수 있는 것으로 평가되었다.
