CHF tests using several finned rod bundles were performed at low flow and low pressure conditions to widen the CHF data base from low to high flow conditions. Three types of test bundles were used; a hexagonal one with seven rods, a triangular one with three rods and a rectangular one with four rods. A total of 36 bundle CHF data were obtained from the three finned rod bundles. It was confirmed by the observation that the low flow CHF occurred in an annular flow region with a high heat flux of the liquid film dryout in the top end region of the test rod. The parametric trends of the CHF data for the mass flux and the inlet subcooling in the finned rod bundles agreed with the general understandings for the single finned rod or tube geometry. The bundle effects on the CHF were evaluated by a comparison with the single rod test results at low flow conditions. There are no differences between the bundle and single rod CHF data in the very low flow regions below a mass flux of 100kg/㎡/s. But there are clear distinctions over a mass flux of 100kg/㎡/s with an average difference of 21% and a maximum of 26%. The bundle CHF data and characteristics could be used importantly in the case of designing the research reactor with the finned rod bundle.
In the experiment where the growth of the void inside the rod bundle is not visible, it may be difficult to detect the accurate ONB point. Hence, the ONB measurement in a rod bundle was tried by using a sound signal of a hydrophone. The hydrophone to measure the variation of the sound signal under water was inserted into the outlet region of the rectangular test section. Hydrophone signals were measured at slightly different power levels around the ONB point and then a frequency analyses were conducted. The three ONB measurements were performed in a range of a mass flux of 100 ~ 250kg/㎡/s. Frequency analyses of the hydrophone signals around the ONB point showed clear distinctions in the power spectral densities for two different frequency ranges. This method using the hydrophone could be used to detect the ONB in a bundle or a structure without a view window.
An accurate prediction of the turbulent flow in a rod bundle is difficult due to the complexity of the turbulence phenomena. Thus, for the development of a hydraulic model required for the subchannel analysis of the finned rod bundle, the hydraulic correlations were developed and the turbulent mixing parameter was determined. Through comparing the measured and calculated velocity distributions in the flow channel, the subchannel analysis model for the finned rod bundle was established and verified. The friction factors deduced from the fluid flow test for the finned rod bundle is different from that of the circular tube, because of the bundle and fin effects. Thermal diffusion coefficient as a turbulent mixing parameter was determined to 0.015 through the subchannel analyses for the flow and temperature distribution test. When the subchannel form loss coefficients of the end plate and spacer were assigned differently along with the flow blockage ratio, the calculated velocity distributions showed a good agreement with the measured ones. In the central subchannel, the axial distribution of the calculated subchannel velocities followed well the measured ones but those of the outer subchannels were lower. These results will provide a conservative result in view of the CHF margin because the CHF occurs at the outer channel with a cold wall.
원자로에서 사용되는 핵연료다발들은 삼각형이나 사각형의 봉 배열을 갖고 있으며 봉 사이 공간은 냉각재가 흐르는 부수로가 된다. 이러한 핵연료다발의 기하학적 구조로 인해 열수력적으로 매우 복잡한 유동이 형성된다. 고출력 연구용 원자로의 경우에는 표면 열속이 높고 냉각재 유속이 빠르므로 열전달을 향상시키고 핵연료봉의 구조적 강도를 높이기 위하여 봉 표면에 핀을 부착하기도 한다. 이러한 연료봉 다발의 열수력적 특성을 고찰하기 위하여 부수로 관련 실험, 특히 임계 열유속 실험과 핵비등 개시 실험을 수행하였다. 또한, 부수로 유체유동 시험결과로부터 부수로 모델을 개발하였다.
임계 열유속 시험을 위한 봉다발은 핀이 달린 7개의 시험봉으로 이루어진 육각 시험다발, 3개 시험봉의 삼각다발, 4개 시험봉의 사각다발이 이용되었다. 세 종류의 시험다발로부터 전체 36개의 다발 임계열속 시험자료를 얻었다. 시험 장치에 부착된 유동 관측창을 통하여 임계 열유속에 도달하기까지의 유동 변화를 관찰하였다. 관찰 결과, 임계 열유속 현상은 고건도 환형유동 상태에서 시험봉의 상부 끝단에 발생하였으며 발생 원인으로는 높은 표면 열속에 의해 액체막이 증발되는 것으로 이해하였다. 동일한 형상의 단일 시험봉을 이용한 기존의 실험 결과와 비교를 통하여 임계 열유속에 미치는 다발 효과를 평가하였다. 이전의 단일봉 실험 결과와 비교할 때 100kg/㎡/s 이하의 저유속 조건에서는 거의 차이가 없었으며 질량 유속이 증가할수록 차이는 커졌다. 질량 유속 100~250kg/㎡/s 사이에서는 평균 21% 정도로 다발 임계 열유속이 단일봉의 경우보다 큰 것으로 나타났다. 이러한 결과는 다발 중간에 삽입된 간격체에 의해 난류 및 열혼합 현상이 증가하고 다발 임계 열유속이 환상관에서의 값보다 큰 점 등이 중첩되어 나타난 것으로 보인다. 이러한 다발 임계열유속 실험 자료들과 특성은 핀이 달린 핵연료 다발을 갖는 연구용 원자로 설계 등에 귀중한 자료로 활용될 수 있을 것이다.
다발 임계 열유속 시험과 병행하여 같은 시험장치를 이용한 핵비등 개시 실험을 수행하였다. 이는 음파신호 분석을 통해 기포 발생 시점을 측정하는 것으로 하이드로폰을 시험장치 상부에 삽입하고 출력 변화에 따른 음파신호를 수집하였다. 핵비등 개시 전후 하이드로폰 신호의 주파수 분석을 통하여 기포 발생에 따른 주파수 변화 여부를 확인하였으며 2개의 주파수 영역에서 단상유동과 다른 음파 신호를 구분할 수 있었다. 이러한 수중 음파분석 방법을 이용하면 육안관찰에 의한 방법보다 정확하고, 내부를 볼 수 없는 구조에서도 핵비등 개시 측정이 가능할 것이다.
핀이 달린 봉다발의 열적 여유도 평가를 위해 부수로 해석이 이용된다. 이러한 부수로 해석을 보다 정확하게 수행하기 위해 수력학적 상관식과 부수로 해석 모델을 개발하였다. LDV로 측정한 부수로 유속측정 시험 결과로부터 부수로의 평균 유속을 도출하고 이를 부수로 해석 결과와 비교함으로써 해석 모델의 타당성을 검증하였다. 인접한 부수로 간의 난류 혼합인자인 열확산계수는 열혼합 및 유속분포 실험자료 분석을 통하여 0.015로 결정되었다. 부수로 모델에서 간격체의 형손실계수를 유동 차단 비율에 따라 각 부수로 별로 분리하여 적용할 때 축방향 유동분포를 보다 잘 모사하는 것으로 나타났다. 해석 결과, 전체적으로 유동이 많은 중앙 부수로는 실험 결과를 잘 따르고 유동관 벽에 인접한 외곽 채널은 유속을 작게 예측하였다. 이러한 경향은 비가열면의 존재와 상대적으로 낮은 유속으로 임계 열유속이 발생하는 외곽 부수로에서의 유속을 작게 예측함으로써 안전성 측면에서 보수적인 결과를 제공하게 된다.
