While flow restriction caused by various obstacles in reactor coolant loop can be treated insignificantly in normal operation condition it may be an important factor which characterize the thermalhydraulic behavior in the reactor when two-phase flow or natural circulation occurs by accidents. Therefore it is necessary that the pressure drop by flow restriction should be predicted as exactly as possible.
For this purpose, a series of experiments have been performed to investigate the effect of entrance geometry of flow channel contraction on pressure drop. This subject is directly applicable to such situations as rod spacing devices, core flow channel entrance and U-tube entrance in steam generators.
Five test sections were made to simulate typical geometrics of entrance. And the pressure drops were measured for single and two-phase flow in each case of five sections to analyze the effects of various parameters such as flow rate, steam quality, etc.
In case of two-phase flow, the experimental results were compared with the predicted value calculated by homogeneous model.
원자로의 coolant loop내에 여러 군데 존재하는 flow restriction들은 정상 운전시에는 중요하게 취급되지 않을 수도 있으나 원자로 사고시에 two-phase flow 가 발생되거나 driving force. 가 작은 자연 순환계에 의해서 운전될 때는 원자로 내의 열수력학적 특성을 크게 좌우하는 요인이 될 수 있다. 따라서, 이에 의한 압력 강하를 정확히 예측 할 필요가 있다.
이러한 목적을 위하여 본 논문에서는 이러한 minor loss들 중에서 flow channel 의 면적이 축소될 때 그 입구의 모양에 따른 압력 강하의 영향을 알아보기 위한 실험을 수행하였다.
이를 위해 대표적인 입구의 모양을 모사한 다섯 가지 test section을 만들어서 이에 대한 압력 강하 측정 실험을 single-phase 와 two phase flow 에 대해서 각각 수행하여 여러 가지 parameter 들에 의한 영향을 알아보았다.
Two-phase flow 의 경우는 실험치를 homogeneous model로 계산한 예측치와 비교하였다.
