Local or bulk boiling is allowed within a nuclear reactor core to promote a longer core life and higher operating power capability for advanced PWRs. For twophase flow operation it is of particular importance to maintain the hydraulic stability. The realization of stable operation is dependent on the accurate determination of pressure drop.
In forced convective flow, losses through sudden contractions and enlargements can usually be neglected or, at least, considered of minor importance. However, in natural convection, these losses may consistute a significant portion of the total pressure drop. In the present work, a series of experiments were carried out to investigate the effects of the void fraction and the entrance geometry of sudden contraction on the pressure drop in horizontal air-water flow.
Four test sections were made to simulate typical entrance geometries of sudden contraction, and pressure drops were measured with each test section in horizontal air-water flow for various flow rates and void fractions under atmospheric condition.
In the case of two-phase flow, a set of experimentally determined pressure drop due to a sudden contraction of each different entrance geometry in airwater flow were compared with predicted values obtained from the Homogeneous and Hoopes' models. The result shows that the agreement between the experimental data and the Hoopes' model is better than that of Homogeneous model.
원자로의 수명을 길게하고 advanced PWR 의 원자로의 경우 operating power capability 를 높이기 위해 로내에서 local 혹은 bulk boiling 이 허용된다. 이와같이 이상 유동 운전시 hydrauric stability 를 유지하고 원자로를 안전하게 운전하기 위해 압력강하를 정확하게 결정하여야 한다.
전체 압력강하의 일부분인 minor losses 는 강제 대류 유동인 경우 무시되지만 자연 대류 유동인 경우 전체 압력 강하의 상당한 부분을 이루게 된다. 본 논문에서는 유동관의 축소시 입구모양과 기포율이 압력 강하에 미치는 영향을 조사하기 위해 일련의 실험을 하였다.
입구의 전형적인 모양을 가정하기 위해 4개의 test section 을 만들었으며, 유체로 물과 공기를 이용하여 여러가지 유동율과 기포율에 대해 대기압에서 압력 강하를 측정하였다.
이상 유동의 경우, 실험치를 Homogeneous model 과 Hoopes' model 에 의해 계산된 값과 비교하였으며, Hoopes' model 의 결과가 Homogenous model 의 결과 보다 정확하였다.
