A study has been performed to investigate droplet size in the nuclear reactor of APR1400 during LBLOCA reflood phase and to develop droplet entrainment and deposition models for SPACE (Safety and Performance CodE) which is a safety analysis tool for PWR being developed in Korea.
A freezing technique for measuring the size of droplets was developed to obtain the droplet size distribution in horizontal annular flow in a pipe with a 37.1 mm diameter. Droplets are frozen by using an extremely low temperature nitrogen gas with liquid film extraction. They are then photographed with a microscope and a CCD camera and measured by means of an image process. The results are compared with various experimental data. The droplet sizes measured by the freezing technique are comparable with those measured by other methods at a high superficial air velocity (of 50 m/s). However, because of the film extraction problem, the droplet sizes measured at a low superficial air velocity of less than 40 m/s are higher than those measured by other methods. A present method suggested for predicting the Sauter mean diameter is based on the maximum droplet size correlation for the experimental data, with and without liquid film extraction. The average droplet size is remarkably smaller downstream of the liquid film extractor because large droplets from the liquid film are excluded.
In order to understand and to predict a heat transfer between superheated steam and droplets properly during reflood phase of LBLOCA, it is very important to measure broken droplet sizes by spacer grids. A study, therefore, has been performed to investigate droplet size in rod bundles with spacer grids and to develop a spacer grid droplet breakup model for safety analysis codes. Experiments were conducted with liquid droplets (SMD of $300~700\mum$) and various spacer grids at superficial air velocity of 10 m/s and 20 m/s based on FLECHT SEASET. The test channel and the grids were heated to $150\degC$ to prevent formation of liquid films during tests. The spacer grids were designed referring to the Korean fuel rod bundles (Korean Standard Fuel, Plus 7) of APR1400 with various blockage area ratios and grid geometries (strap thickness, mixing vane). We analyzed about 15,000 droplets measured at upstream and downstream of the grids in 8 tests. Based on the analysis we suggested the droplet breakup model related to spacer grids as a function of blockage area ratio only.
In order to develop a source/sink term of droplet in SPACE code which has been developing based on a three-field model, entrainment and deposition models are selected and implemented in SPACE code for annular/stratified flow and inverted annular/slug flow regions. Considering an application in SPACE code, most accurate and recent entrainment models are selected as follows: Okawa-Kataoka (2005) entrainment and deposition model for vertical annular flow; Pan-Hanratty (2002) entrainment model and Paras-Karabelas (1991) deposition model for horizontal annular/stratified flow; NRC (1979) entrainment model for post-CHF flow regime. The simulation of Cousins et al.’ experiment (1965) is performed for vertical annular flow. As a result, though the predicted entrained droplet mass flow rate increases abruptly near the entrance of the test section because of the inadequacy of boundary condition for liquid injection, the droplet mass flow rates fairly well agree with the experiment data obtained along various axial positions.
APR1400의 대형 냉각재상실사고(Large Break Loss of Coolant Accident, LBLOCA) 시 재관수 기간 중 원자로 노심에서의 열전달을 보다 정확히 이해하고 예측하기 위해 액적 거동 특성을 파악하는 것이 필수적이다. 이를 위하여 노심과 고온관에서의 액적크기 측정 및 모델 개발을 위한 실험과 현재 개발 중인 SPACE 원전 안전해석코드의 액적 견인 및 점착 모델 적용을 위하여 다음 세가지 개별 연구가 수행되었다.
재관수 기간 중 고온관의 수평 환상유동(annular-mist flow region)에서의 액적직경을 측정하고, 이전 실험 결과와 비교하여 액적직경 모델을 제시하였다. 먼저 수평 환상유동에서 액적직경을 측정하기 위해 액체질소를 이용하여 액적을 결빙시킨 후 CCD 카메라와 현미경을 통해 액적직경을 측정하는 방법을 개발하였고, 이를 바탕으로 내경 37.1 mm, 길이 1 m의 수평관에서, 40 m/s와 50 m/s의 공기 겉보기 속도와 0.025m/s의 액막 겉보기 속도 조건 갖는 환상유동에서의 액적직경을 측정하였다. 이전에 수행된 다양한 실험 데이터와 비교한 결과, 액막을 제거한 후 액적직경을 측정한 실험과 그렇지 않는 실험 결과가 서로 다른 것이 확인되었다. 이는 액막을 제거함으로써 액막 부근에서 형성되는 큰 액적들이 같이 제거되기 때문이며, 이를 통해 환상유동에서의 액적직경을 측정하기 위해서는 액막제거 없이 액적을 측정해야 함을 알 수 있다. 또한 액적직경분포도는 최대 액적직경과 직접적인 관계가 있다는 가정을 바탕으로 다양한 액적직경 데이터와 Kitscha & Kocamustafaogullari(1989)의 최대액적직경 상관식과 비교를 통해 환상 및 액적유동에서 액적의 SMD(Sauter mean diameter, d32) 예측 방법을 제시하였다.
노심에서 생성된 액적이 지지격자에 의해 깨지는 현상을 관측하고 평균 액적 직경을 측정하기 위하여, 지지격자 상류부와 하류부에서의 액적 직경과 그 분포도를 유체 흐름을 방해하지 않는 액적 직경 측정 방법인 photography 방법을 통해 측정하였다. 이전의 재관수 실험인 FLECHT SEASET의 결과를 참고로 10m/s와 20m/s의 공기 겉보기 속도와 $300~700\mum$의 액적 SMD를 갖는 유동 조건에서, 가로세로 50mm, 길이 2.5m에 $150\degC$로 가열된 수직 사각 채널을 통해 실험이 수행되었다. 한국형 핵연료봉 집합체(Korean Standard Fuel, Plus 7)의 지지격자 형상을 바탕으로 다양한 제한유동면적비(blockage area ratio)와 격자날 두께를 갖는 지지격자를 제작하여 총 8 조건의 실험에서 약 15,000개의 액적의 크기를 측정하였다. 각각의 지지격자 형상에 따른 실험 결과, 지지격자 하류부에서의 액적 평균 크기의 변화는 공기 속도와 격자날 두께 및 혼합날개 유무와 같은 지지격자 형상에 의한 영향보다는 지지격자의 제한유동면적비에 지배적인 것으로 관측되며, 이러한 관측 및 실험 결과를 바탕으로 지지격자에 의한 액적 크기(SMD) 변화는 제한유동면적비에 의해 정의되어 상관식으로 제시되었다.
현재 개발 중인 3-필드 SPACE 코드의 액적 생성항 및 소멸항 구성 위하여 액적 견인 및 점착 모델을 선정하고 이를 SPACE 코드에 적용하였다. 액적 모델은 환상유동 및 성층유동과 post-CHF의 역환상유동(inverted annular) 및 역슬러그유동(inverted slug)과 같이 액적이 존재할 수 있는 유동 영역에서 정확성과 코드 적용성을 바탕으로 가장 최신 모델이 선정되었다. 먼저 수직 환상 및 성층유동에서는 Okawa-Kataoka(2005)의 모델이 액적 견인 및 점착 모델로 선정되었으며, 수평 환상유동에서는 Pan-Hanratty (2002) 모델과 Paras-Karabelas(1991) 모델이 액적 견인 및 점착 모델로, 그리고 NRC(1979) 모델이 post-CHF 유동에서의 액적 견인 모델로 각각 선정되었다. 선정된 액적 모델은 SPACE에 삽입되어 상관식 코딩 및 코드 건전성 확인을 위한 검토와 Cousins et al(1965)의 수직 환상유동 실험 데이터를 바탕으로 개념검증이 이루어졌다. 그 결과, 비록 물 주입 경계조건 문제로 인해 계산된 액적 질량 유량이 초기에 크게 증가하나, 이 후에는 액적 질량 유량이 실험결과와 잘 맞음을 확인하였다.