A knowledge of the condition leading to critical heat flux (CHF) is of great importance in the design of nuclear reactors. Although many efforts have been devoted to the subject of CHF during the last few decades, information on the burnout phenomenon at low velocity condition is very limited. Furthermore, in most cases, the applicable range of a bundle CHF correlation is restricted to a narrow region mainly due to the limitation of the CHF data base used in the correlation development. In view of these points, theoretical and experimental investigations are performed in this study for round tubes and rod bundles.
A CHF prediction model for low velocity conditions is proposed throughout the assessment of CHF data from various sources with mass velocities less than 500 kg/㎡s. The CHF data base is classified into seven groups with respect to the flow pattern characteristics at CHF conditions. CHF data for each group is analyzed by several CHF prediction models including; the flooding correlations, the flow regime transition criteria, the complete evaporation model, and the empirical correlations. At zero inlet flow or extremely low mass velocity conditions, the flooding correlation can be used for predicting CHF employing appropriate constant. In the slug or churn-turbulent flow regime, CHF seems to occur at the annular flow transition conditions. When CHF occurs at the annular flow region, the empirical correlation such as AECL CHF lookup table gives accurate predictions except for the ranges where density-wave instability is expected.
A phenomenological model for the prediction of dryout locations under flooding-limited CHF condition is developed based on the liquid film dryout model and the two-phase mixture level theory. The mass and energy conservation equations are applicable to the liquid film considering no entrainment of liquid droplets from the film region. The variation of the two-phase mixture level after the onset of flooding is calculated based on the homogeneous mixture model. In view of the result comparing with Katto's experimental data, it is revealed that the present model gives upper and lower bounds of the dryout locations measured in the boiling system with closed bottom end. The model accuracy is improved as the L/D ratio increases.
CHF experiment at low velocities including zero inlet flow conditions are conducted for uniformly heated round tube with various flow obstructors positioned at the top of the heated tube. At very low mass velocities or zero inlet flow conditions, where CHF is expected to be governed by the counter-current flow limitation of liquid and vapor, CHF values tend to decrease as the blockage area by the obstructor increases. This effect cannot be distinguished at higher velocities approximately greater than 50 kg/㎡s. Furthermore it reveals that the effect of the obstruction shape is not significant for low velocity CHF.
A bundle correction method, based on the conservation laws of mass, energy, and momentum in an open subchannel, is proposed for the prediction of the CHF in rod bundles from round tube CHF correlations without detailed subchannel analysis. It takes into account the effects of the enthalpy and mass velocity distributions at subchannel level using the first derivatives of CHF with respect to the independent parameters. Three different CHF correlations for tubes (AECL CHF lookup table, Katto correlation, and Biasi correlation) have been examined with uniformly heated bundle CHF data collected from various sources. A limited number of CHF data from a non-uniformly heated rod bundle are also evaluated with the aid of Tong's F-factor. The proposed method shows satisfactory CHF predictions for rod bundles, both uniform and non-uniform power distributions.
원형관 및 연료봉 다발에서의 임계 열유속에 대한 이론적 및 실험적 연구가 수행되었다. 낮은 유속 (500kg/㎡s 이하)조건에서의 임계 열유속 현상에 대하여 여러가지 문헌으로부터 실험자료를 수집하였으며 이를 이상 유동 형태상의 특성에 따라 구분하고, 구분된 각 영역에서의 임계 열유속 특성을 평가하였다. 이로부터 저유속 조건에서의 임계 열유속 예측 모형이 제시되었다. 특히 정지된 유동장의 경우 임계 열유속은 플러딩 현상에 의해 발생하는 것으로 알려져있는데, 이러한 조건에서 임계 열유속 발생 위치를 예측하기 위한 이론적 모형이 개발되었다. 이 모형은 환상류 영역에서의 액막증발모형과 이상혼합영역에서의 수위에 대한 이론을 근거로 하여 개발되었으며, Katto 의 실험자료와 비교해본 결과 L/D가 커질수록 예측의 정확도가 향상되는것으로 나타났다. 핵연료 다발에는 지지격자와 같이 유로 상에서 유동을 방해하는 여러 종류의 구조물이 부착되어있는데, 저유속 조건에서 유동 장애물이 임계 열유속에 미치는 영향을 평가하기위하여 원형관에대한 임계 열유속 시험이 수행되었다. 유동장애물은 임계 열유속 발생 지점의 하류에 부착되었으며, 그 유로 단면적과 형태를 변화시키면서 낮은 유속 조건에서의 임계 열유속을 측정하였다. 실험 결과 유로장애물의 유로 단면적이 작아질수록 임계 열유속이 낮아지는 것으로 나타났으며, 정지된 유체에서의 임계 열유속에 대하여 유로 단면적에대한 보정 함수가 얻어졌다. 핵연료 다발에대한 임계 열유속 예측 모형이 갖는 일반적인 문제점인 상관식 적용 범위의 제한성과 복잡한 부수로 해석의 필요성을 극복하기 위하여, 원형관에 대하여 개발된 일반화 된 임계 열유속 상관식을 핵연료 다발의 임계 열유속 예측에 적용하는 보정 방법론이 개발되었다. 이 모형은 부수로에서의 질량, 에너지 및 운동량 보존식으로부터 해석적으로 유도되었으며, 축방향 비균일 분포를 포함하는 여러가지 핵연료 다발 임계 열유속 실험 자료에 대하여 그 성능이 평가되었다. 출력 분포의 영향은 Tong의 F-factor로 보정하였으며, 본 모형을 통하여 핵연료 다발에서의 임계 열유속이 잘 예측될 수있는 것으로 나타났다.
