A Super-Critical pressure Water cooled Reactor (SCWR) is considered as one of the GEN-IV (Generation IV) innovation nuclear reactors for its advantage in terms of thermal efficiency as well as compactness and simplicity. Although supercritical pressure fluids do not undergo a change of phase, when the SCWRs are operated with a sliding pressure start-up mode, a critical heat flux (CHF) should be avoided during the power-increasing phases under sub-critical pressure conditions. Moreover, in order to ensure the reliability of safety analyses for abnormal pressure decreasing transients, it is highly necessary to understand the CHF performance near the critical pressure and heat transfer characteristics during the pressure transients. The supercritical pressure fluid has already been practically utilized in the field of fossil-fired power plants and a lot of data have been accumulated since 1950s. The most previous studies, however, have been focused on the steady-state heat transfer regime to investigate the peculiar heat transfer characteristics and to develop the heat transfer coefficient. From a quantitative point of view, experimental study for the pressure transient conditions has not been performed yet.
In this study, a series of experimental works were performed in a vertical tube of 9.4 mm inner diameter using the Freon, HFC-134a as working fluid medium to provide a reliable heat transfer database and investigate the heat transfer characteristics during the pressure transient conditions. As a reference case, the steady-state heat transfer experiments were performed under the wide range of experimental parameters which covered the mass flux from 600 to $2000 kg/m^2 s$ and the pressures from 4.1 to 4.5 MPa. The pressure-transient heat transfer experiments were carried out for two cases of pressure increasing and decreasing transients from 3.8 to 4.5 MPa with different pressure transient rates. For the various mass flux and inlet subcooling of fluid, the CHF experiments were performed and total number of 83 CHF data was obtained.
Parametric trends of the heat transfer characteristics of the supercritical pressure fluid show a general agreement with findings of previous studies and understandings. Through the steady-state heat transfer experiment, heat transfer correlation was developed considering the properties variation near the wall. The proposed correlation predicts the Nusselt number within ± 20 % accuracy for the 94.6 % of present 7022 experimental data. Test results against the experimental data of open literature obtained using water, HCFC22 and $CO_2$ indicate good predicting capability of the proposed correlation. In addition to the heat transfer coefficient, the criterion for the onset of heat transfer deterioration was proposed as a function of applied heat flux and mass flux. This criterion can be applied to determine the starting point of the heat transfer deterioration from a practical point of view.
During the pressure transients, the heat transfer mode is most remarkably changed at reduced pressure ranging from 0.97 to 0.99. In general, as pressure goes into the supercritical region, enhanced heat transfer from the post-CHF situation is shown in a clear manner. From a quantitative point of view, heat transfer rates are brought in line for both the pressure increasing and the pressure decreasing transients. During the pressure decreasing transients, heat transfer rates increased slightly compared to those of initial values at 4500 kPa, which could be attributed to the dominant peak value of specific heat with a decrease in pressure. However, variations of heat transfer rates according to the pressure transient rates are trivial in all the experimental conditions.
As for the applicability of steady-state heat transfer correlation to the pressure transient sequences, the heat transfer correlation always overestimates the Nusselt number measured in the pressure transient heat transfer experiments by 10 to 40 %. During the pressure transients, the wall temperature and the bulk fluid temperature do not change significantly for a fixed heat flux level. An individual term of the heat transfer correlation, however, is a function of system conditions and they are highly dependent on system parameters, especially the pressure. Therefore, the steady-state heat transfer correlation consistently overestimates the heat transfer rates during the pressure transients. From a safety analysis point of view, it is highly recommended that sufficient thermal margin up to 40 % should be considered for the safety analysis of pressure transient sequences of the SCWRs. The CHF decreases monotonously up to a reduced pressure of about 0.96 with increasing pressure and then it drops sharply as pressures approach the critical pressure as if the CHF converges to zero at the critical pressure. The prediction performances for the present CHF data using the Katto and Ohno correlation and the Groeneveld’s CHF look-up table get remarkably worse at near critical pressure. The more data base should be collected in the CHF look-up table for the pertinent prediction of the CHF values at near critical pressure.
초임계압원자로(SCWR)는 임계압력 이상의 조건에서 운전되며 높은 열효율과 계통의 단순함으로 인한 장점 때문에 제 4세대 원전의 후보 노형으로 개발되고 있다. 임계압력 이상의 압력 조건에서는 유체의 상 변화가 발생하지 않지만 초임계압원자로의 기동운전 과정은 아임계 압력에서 초임계 압력으로의 압력 상승이 동반되므로 노심의 건전성을 유지하기 위해서는 임계열유속(CHF)의 발생을 방지하여야 한다. 이와 더불어 냉각재 상실사고와 같은 초임계압원자로의 비정상적인 압력 천이 사고 시 안전해석의 신뢰성 증진을 위해서는 임계압력 근처에서 임계열유속의 평가와 압력 천이 과정에서 초임계압 유체의 열전달 특성을 규명하는 것이 매우 중요하다. 초임계압 조건에서 정상상태 열전달 특성 분석 및 열전달 상관식을 개발하기 위한 연구는 1950년대 이후 활발하게 진행되고 있지만, 압력 천이 조건에 대한 정량적인 열전달 특성 규명에 관한 연구는 전혀 이루어지지 않았다.
본 연구에서는 정상 상태 및 압력 천이 조건에서 초임계압 유체의 열전달 특성을 규명하기 위한 목적으로 일련의 실험 연구를 수행하였다. 정상 상태 열전달 실험에서 개발한 열전달 상관식의 압력 천이 조건에 대한 적용 가능성 평가 및 열전달 특성에 대한 압력 천이 율의 영향을 분석하는 것이 연구의 주요 목적이다. 실험은 9.4 mm 내경을 갖는 수직 상향 원형관 내부에서 프레온(HFC-134a) 유체를 사용하여 수행되었다. 정상 상태 열전달 실험은 4.1, 4.3, 4.5 MPa의 초임계압력, $600 \sim 2000 kg/m^2 s$ 의 유량 조건에서 수행되었으며, 전반적인 초임계압 유체의 열전달 현상 분석과 열전달 상관식 및 열전달 열화 경계조건을 개발하기 위한 목적으로 수행되었다. 압력 천이 열전달 실험에서는 3.8 ~ 4.5 MPa 의 압력 범위에서 압력 상승과 감소의 두 가지 천이 조건을 모의하였으며, 정상 상태 열전달 상관식의 적용 가능성 평가 및 압력 천이 율의 영향 분석에 초점을 맞추었다. 임계열유속 실험은 4.03 MPa의 임계압력 근처의 압력 조건에 대한 임계열유속 성능 평가를 목적으로 수행되었으며, 기존 상관식 및 예측 방법을 사용하여 임계열유속 값을 평가하였다.
전반적인 초임계압 유체의 정상상태 열전달 특성은 기존 연구 결과에서 보고된 경향과 유사한 특성을 보여주었다. 정상상태 열전달 실험을 수행하여 벽면에서 온도 변화에 따른 급격한 물성의 변화를 고려할 수 있는 열전달 상관식을 개발하였다. 개발된 상관식은 7022개의 정상상태 열전달 데이터의 94.6 %를 오차 범위 ± 20 % 이내에서 예측하였으며, 물과 R-22, $CO_2$ 를 이용하여 수행된 기존 실험 데이터를 비교적 우수하게 예측하는 성능을 보였다. 열전달 열화에 대한 경계 조건을 열유속과 질량유속의 함수로 표현하여 사용 측면에서 편리한 경계조건을 제시하였다.
임계열유속 값은 계통 압력이 임계압력에 접근하면서 급격히 감소하는 경향을 보였으며, 궁극적으로 임계압력에서는 임계열유속 현상이 소멸됨을 확인하였다. Katto & Ohno 상관식과 Groeneveld의 CHF look-up table을 이용하여 임계열유속 값을 예측한 결과, 기존의 예측 방법으로 임계압력 근처의 임계열유속 성능을 평가하는데 한계가 존재함을 확인할 수 있었다. 임계압력 근처에서 임계열유속을 정확하게 예측하기 위해서는 보다 광범위한 조건에서 추가 실험을 수행하여 CHF look-up table을 보완하는 것이 필요할 것으로 판단된다.
아임계 압력에서 초임계 압력으로의 압력 천이 과정 중 열전달 특성은 임계압력 경계 부근에서 급격하게 변하였으며, 초임계압 영역으로 압력이 상승하면서 초과열유속(post-CHF) 조건에 비해 열전달이 증진되는 경향을 나타내었다. 압력 감소 천이 과정에서 열전달 율은 4.5 MPa의 초기 압력 조건에 비해 다소 증가하는 경향을 보였는데, 이는 압력이 임계 압력으로 접근하면서 초임계압 유체의 비열이 증가하였기 때문에 발생한 현상으로 판단된다. 압력 천이 율에 따른 열전달 율의 변화는 미미한 수준으로서 초임계압 압력 조건에서 압력 천이 율이 열전달 특성에 미치는 영향이 크지 않음을 확인하였다. 정량적인 측면에서 압력 감소 천이와 압력 증가 천이 과정에서의 열전달 특성의 차이는 존재하지 않았다. 정상상태 열전달 실험에서 개발한 열전달 상관식을 이용하여 압력 천이 조건에서 얻은 4365개의 실험 데이터를 예측한 결과, 모든 실험 영역에서 Nusselt 수를 10 ~ 40 % 이상 과도하게 예측하고 있음을 확인하였다. 압력 천이 과정 중 일정한 열 유속이 가해지는 경우 벽면과 유체의 온도 변화는 미미한 반면 열전달 상관식의 각 요소는 압력이 변화함에 따라 값의 변화 폭이 커서 임계압력으로 접근할수록 실험 데이터와의 차이가 커지는 것으로 판단된다.
본 연구는 초임계압 압력의 유체에 대해 정상상태 열전달 실험과 압력 천이 열전달 실험을 함께 수행하여 압력 천이 조건에서 열전달 특성을 정량적으로 분석했다는 점에서 의의를 찾을 수 있다. 본 연구에서 HFC-134a 유체를 이용하여 개발한 정상상태 열전달 상관식이 물이나 R-22, CO2 등 다른 유체를 사용한 실험 결과를 비교적 잘 예측한 반면, 압력 천이 열전달 데이터를 적절하게 예측함에 있어 한계를 나타내었다. 결론적으로, 정상상태 열전달 실험에서 개발된 열전달 상관식이 압력 천이 조건에서 Nusselt 수를 10 ~ 40 % 이상 과도하게 예측하므로 열전달 상관식을 적용하여 초임계압원자로의 안전 해석을 수행하는 경우 40 % 이상의 추가적인 열적 여유도(thermal margin)를 감안해야 할 것으로 판단된다.
