Experimental investigation of critical heat flux on a single heater rod under inclined and rolling conditions

Abstract

해양 부유식 원자로는 도서지역의 원활한 전력 공급 등을 위해 개발되고 있는 원자로이다. 이는 해상에서 운용되기에 침몰에 의한 정지경사 또는 풍랑에 의한 요동 조건에 노출될 수 있다. 이러한 조건에서는 외력과 경사 변화에 의해 원자로 노심에서 발생하는 열수력 현상이 지상과 다르게 나타날 수 있어, 요동 조건의 열수력 연구가 수행되어왔다. 그러나 주요 설계 변수 중 하나인 임계열유속에 대한 연구는 그 중요성에도 불구하고 공개된 실험 연구가 매우 제한적이다. 특히 요동 조건에서의 연료봉 형상의 임계열유속에 대한 실험적 연구는 공개된 연구나 모델이 전무하다. 이에 본 연구에서는, 경사 및 요동 조건에서의 단일 전열봉 임계열유속 측정 실험을 수행하고 상관식 개발을 수행하였다. 먼저 정지경사 및 경사요동 환경을 구성하기 위하여, 경사요동 플랫폼인 NEOUL-R을 설계하고 구축하였다. 플랫폼은 규제 요건, 해양 환경 조건, 알려진 해양 원자로 크기와 유사하도록 설계 및 제작되었으며, 실험결과의 해석이 용이하도록 정교한 정현파 운동이 구현되도록 하였다. 임계열유속 측정 루프는 상사유체 및 척도법을 이용하여 가압수 원자로 조건과 상사되도록 하였다. 시험부는 단일 전열봉과 튜브로 구성된 환형관 채널이며, 실험을 통해 수직 조건, 경사 조건, 경사 요동 조건에서 입구미포화도 및 유량 조건을 변화해 가며 임계열유속을 측정하였다. 경사 실험 결과 대부분의 조건에서 임계열유속은 수직에 비해 증대되었으며, 그 변화율은 DNB와 dryout 영역에 따라 두가지 형태의 개선된 프루드 수 (Froude number)로 표현될 수 있다. DNB 영역의 Froude 수는 경사 조건의 CHF 경향을 모사할 수 있도록 표현식을 개선하였다. 그리고 본 실험과 선행 경사 임계열유속 실험의 분석을 통해 전열봉과 튜브 형상에서의 경사 조건 임계열유속 예측 상관식을 개발하였다. 요동의 경우 임계열유속 이전에 온도 상승의 전조가 존재하며 그 경향은 경사 조건의 임계열유속 값에 대한 상대적 변화로 나타난다. 요동 조건의 임계열유속 현상은 외력과 경사 방향의 변화로 인해 dry-patch 발생과 급냉 (quenching)이 반복되는 현상임을 실험적으로 확인하였으며, 결과적으로 요동은 경사의 효과를 약화시키는 방향으로 작용하였다. 즉 경사 시 임계열유속이 증가되거나 감소하면 요동은 그 효과를 약화시키는 방향으로 작용하였다. 이는 튜브에서의 요동 임계열유속 선행실험 결과의 분석 결과에서도 동일하게 나타났다. 또한 요동 가속도에 의한 영향은 본 실험에서 나타나지 않았으며, 선행실험을 포함한 분석 결과, 경사 시 중력 대비 5% 미만의 영역에서 효과가 나타났다. 본 실험과 선행 실험의 이러한 경향을 종합하여 수직¬–경사–요동 간의 상관관계를 나타내는 요동 조건 임계열유속 상관식을 개발하였다. 또한 전열봉의 1차원 열전도 해석에 따르면, 상사유체 요동 실험에서 발생하는 임계열유속 전조는 물 실험조건에서 빠르고 높은 온도 상승으로 인해 임계열유속으로 판단될 수 있기에 물 실험 설계 시 이를 고려해야 한다. 그리고 실험결과의 해석 및 요동 조건의 모델링 방향을 제시하고자 경사 및 요동 조건의 기구학적 기포 추적 모델링을 수행하였다. 이는 가열면 기포의 생성, 활주 (sliding), 합병 (merging) 및 부상 (lift–off) 과정을 수치적으로 모델링한 것이다. 이 모델링을 통해 실험 분석에서 가설로 제시되었던 경사 및 요동조건의 기포 거동 경향을 확인하였다. 또한 본 해석을 통해 정량적으로 가열면에서의 시간–공간 평균된 기포 존재 확률 및 평균 반지름을 구할 수 있다. 이 변수는 연속체 침투 이론 (continuum percolation theory)에 기반을 둔 확률론적 임계열유속 예측 (stochastic CHF prediction) 방법론에 적용될 수 있으며, 요동과 같은 복잡한 현상을 갖는 실험결과의 경향성을 예측해낼 수 있다. 본 연구에서 수행된 요동 임계열유속 실험의 결과는 해양 원전 안전해석의 기반이 되는 실험 데이터베이스로 매우 유용하게 사용될 수 있다. 또한 실험을 통해 밝힌 수직–경사–요동 조건 간의 임계열유속 관계와 개발된 예측 상관식은 향후의 요동 임계열유속 연구와 해석에 유용하게 적용될 것으로 기대된다. 그리고 연구에서 제시한 임계열유속 예측 방법론은 향후 수행될 요동 조건 2상유동 연구 결과의 활용 방향성을 보여주었다. 이를 통해 본 연구는 향후 해양 원자로 설계 및 안전해석에 매우 중요한 기여를 할 것이다.

An offshore floating nuclear power plant has been developed to supply power to remote regions. Since it is operated in an ocean environment, it can be exposed to inclination due to sinking or dynamic conditions due to sea waves. Under these conditions, the thermal–hydraulic phenomena in the reactor core can be different from those on the land-based reactors owing to external forces and changes in inclination. Therefore, research has been conducted on thermal hydraulics under dynamic conditions. However, despite the importance of the critical heat flux (CHF), which is a major design parameter, published experimental studies under dynamic conditions are limited. In particular, no studies or models have been published on the experimental study of the CHF for fuel rod shapes under the rolling condition. Therefore, in this study, an experiment to measure the CHF of a single heater rod was performed under inclination and rolling conditions, and inclined and rolling CHF correlations were developed. First, a rolling platform called NEOUL-R was designed and constructed to compose the inclined and rolling environment. The platform was designed and manufactured to be similar to regulatory requirements, oceanic environmental conditions, and known marine reactor sizes. In addition, an accurate sinusoidal motion was implemented to easily facilitate the interpretation of experimental results. The CHF measurement loop was manufactured using the nonaqueous fluid (i.e., simulant fluid) R134a, whose experimental conditions corresponded to pressurized water reactor conditions using the fluid-to-fluid scaling method. The test section was an annular tube channel composed of a single heater rod and tube housing. The CHF was measured by detecting the increase in temperature as the inlet subcooling and flow rate conditions were varied under vertical, inclined, and rolling conditions. In the inclination experiment, the CHF was enhanced compared with the vertical condition in the most cases, and the rate of change can be expressed as two types of modified Froude numbers depending on the departure from nucleate boiling (DNB) and dryout regions. The expression of the Froude number in the DNB region was modified to express the inclined CHF trend. Through the analyses of this experiment and the previous experiments on inclined tubes and rods, empirical correlations were developed for predicting the CHF for inclined rods and tubes. The rolling experiment had a CHF precursor of a sudden rise in temperature before the CHF, and its trigger was related to the CHF value of the inclined condition. The experiment confirmed that dry-patch generation and quenching are repeated in the CHF phenomenon under rolling conditions owing to external force and angle changes. From the analysis, the results revealed that the rolling motion weakens the effect of inclination. That is, if the CHF increases or decreases under inclination, the rolling acts to weaken those effects. This was also observed in the analysis results of the previous rolling tube CHF experiments. In addition, the effect of the rolling acceleration was not investigated in this experiment. Through the analysis of the acceleration effect and previous tube experiments, it was revealed that an acceleration less than a certain threshold value has a parametric effect on the CHF variation under rolling motion. By considering these trends of this and previous tube experiments, a correlation for the CHF under rolling condition was developed, which indicated the correlations between vertical, inclination, and rolling conditions. In addition, based on the one-dimensional heat conduction analysis of the heater rod, the CHF precursor in this simulant fluid experiment can be considered the CHF in the water test condition owing to the rapid and high increase in temperature; therefore, this should be considered when designing water CHF experiments under rolling conditions. In addition, mechanistic bubble tracking was simulated under inclination and rolling conditions to support the interpretation of experimental results and model the bubble behavior under inclined and rolling conditions. This simulation tracked the bubble life cycle on the heating surface such as bubble formation, sliding, merging, and lift-off processes. Through this modeling, the bubble behavior under the inclination and rolling conditions, which were hypothesized in the experimental analysis, was confirmed. In addition, through this analysis, the time-area averaged bubble existing probability and average radius on the heating surface were quantitatively obtained. This variable can be applied to the stochastic CHF prediction method based on the continuum percolation theory, and through this modeling, the relationship between vertical, inclined, and rolling CHFs can be predicted. This methodology can be applied to conditions in which complex bubble behavior is expected, such as rolling conditions. The experimental results of the rolling CHF conducted in this study can be useful as an experimental database that is the basis for the safety analysis of marine reactors. In addition, it is expected that the relationships and predicted correlations between vertical, inclined, and rolling CHFs revealed through experiments will be usefully applied to the future research and analysis of the rolling CHF. Finally, the proposed CHF prediction methodology indicates the direction of the two-phase flow study under inclined and rolling conditions to be performed in the future. Thus, this study has provided a very important contribution to the design and safety analysis of marine reactors in the future.