To enhance the compactness and inherent safety of a Pressurized Water Reactor (PWR) type Small Modular Reactor (SMR), a printed circuit steam generator (PCSG) is recently being considered. Due to the characteristics of the once-through steam generator, a PCSG is designed to produce superheated steam through the multiple boiling regimes including nucleate boiling, dryout, and dispersed flow film boiling regimes. The dryout occurs where the liquid film in contact with the heated wall disappears and it induces a large axial wall temperature variation due to deterioration of heat transfer. The dryout front fluctuates due to the nature of boiling process, which can potentially cause thermal fatigue fracture due to cyclic thermal stresses in the heated wall. To investigate the thermal fatigue issue of a PCSG, a reference PCSG was designed in this study using in-house PCSG design tool. For the stress analysis, a finite element method (FEM) analysis model was developed to obtain temperature and stress fields of the designed PCSG. Fatigue assessment was conducted based on ASME Boiler and Pressure Vessel Code to identify the major parameters influencing the fatigue life time originating from the dryout front oscillation. As a result of this study, the limit on temperature difference between hot side and cold side fluids is obtained. Furthermore, it is found that heat transfer coefficient of nucleate and film boiling regimes play essential role in the fatigue life cycle as well as determining the hot cold temperature difference limit. Since there are limited studies for measuring the dryout frequency under mini-sized channel, experiments were performed with the single semi-circular flow channel having diameters of 2 mm, 3 mm, and 4 mm respectively. The key parameter affecting the dryout frequency was found to be the channel diameter. The dryout frequency was measured between 0.3 and 0.9 Hz, which are similar in orders of magnitude with the macro-sized experimental results. Additionally, heat transfer coefficients for nucleate boiling and dispersed flow film boiling were obtained and compared with existing heat transfer correlations. Overall, it is concluded that a PCSG having smaller size flow channel diameter is preferred for PWR-type SMR when considering dryout fatigue fracture.
가압경수로형 소형 모듈 원전의 고유 안전성과 집적도를 향상시키기 위해, 최근 인쇄기판형 증기발생기(PCSG)가 고려되고 있다. 관류형 증기발생기 특성상, PCSG는 과열증기를 생산하기위해 핵비등 열전달, 드라이아웃, 막비등 열전달과 같은 다양한 비등 영역을 거친다. 드라이아웃은 가열 벽면에 접촉되어있는 액체막이 사라지는 지점에서 발생하는데, 해당 영역에서 열전달 성능의 악화로 축방향의 큰 온도 변화를 야기한다. 드라이아웃 선단은 비등과정의 특성으로 인해 진동하고, 이는 가열 벽면에 주기적인 열응력으로 인한 열피로파괴를 야기할 수 있다. PCSG에서 열피로파괴 문제를 연구하기 위해, 대표 PCSG를 in-house PCSG 설계 코드를 이용하여 열적 설계하였다. 응력 해석을 위해, 유한요소 해석 모델을 개발하여 설계된 PCSG에 대한 온도장과 응력장을 획득하였고, 드라이아웃 선단 진동에 의해 야기되는 피로수명에 주요한 영향을 주는 변수를 식별하기위해 ASME BPVC에 따라 피로평가를 수행하였다. 이 연구의 결과로, 피로수명에 영향을 주는 뜨거운 유체와 차가운 유체의 온도차의 경계 값을 발견하였다. 게다가, 핵비등 열전달과 막비등 열전달 계수가 유체 온도차이만큼 피로수명에 큰 영향을 가지는 것을 확인하였다. 작은 직경의 유로에 대해 드라이아웃 진동을 계측한 사례가 드물기 때문에, 직경 2mm, 3mm, 4mm 를 가지는 반원형 유로에 대한 실험을 각각 수행하였고, 드라이아웃 진동에 영향을 주는 핵심 변수는 채널 직경인 것을 발견하였다. 드라이아웃 진동수는 0.3에서 0.9 Hz 사이의 값이 계측되었고, 이는 기존의 대형관에서 실험한 결과와 유사한 값이다. 추가로, 핵비등 영역과 막비등 영역에 대한 열전달계수를 실험적으로 획득하고 이를 기존의 상관식들과 비교 분석하였다. 연구결과를 고려하였을때, 가압경수로형 소형 모듈 원전에 적용될 PCSG는 드라이아웃 피로파괴관점에서 작은 직경을 가지는 것이 권장된다.
