Six existing two-phase critical flow models have been examined for their applicability to Safety Analysis of PWR Nuclear Power Systems.
They were tested analyst 20 types of experimental critical data obtained from the open literature for two-phase and subcooled stagnation conditions. The data represented several geometries and had the diverse property ranges. The two-phase critical flow models were evaluated with the available experimental data which were subdivided into a number of subsets based on the upstream (or stagnation) conditions.
And a new simple correlation for two-phase critical flow discharge coefficient, which has two independent variables for subcooled stagnation conditions, has been developed in the present work by stepwise regression technique.
The new correlation is again tested for its accuracy by comparing with experimental data.
Results of the comparison show that the agreement between the predictions of new correlation and the experimental data is relatively good for pipes and nozzles with vertical upward flow and the correlation seems to be superior to all other models in subcooled upstream stagnation conditions, in particular for the operating conditions of PWRs.
가압 경수로 (PWR) 의 안전 분석에 이용하기 위하여 기존의 여섯가지 모델들을 검토하였다. 그 모델들을 이상 및 과포화 정체 상태에 관한 20 가지 종류의 실험적 임계 유동 데이타와 비교하여 평가하였다. 각 데이타들은 여러 기하학적 형태 및 유체의 물성 변수 범위를 포함한다. 각 모델들을 정체상태에 따라 소집합으로 나누어진 실험치들과 비교 검토 하였다. 그리고 Abauf의 단상 임계 유동 관계식을 사용하여 과포화 정체 상태에 적용할 수 있는, 2 개의 독립 변수를 갖는 임계 이상 방출 계수에 관한 새로운 관계식을 얻었다. 새로운 관계식은 임계 이상 유동 실험치 및 기존 모형과의 비교를 통하여 검증되었는데 그 결과로, 유동이 수직, 윗 방향으로 향하는 관이나 노즐에서 새로운 관계식에 의해 계산된 최대 유량과 실험치가 잘 일치함을 보였다. 또한 이 새로운 관계식이 PWR 의 사고 상태에 적용할 수 있음이 판명되었다.
