Boiling Heat Transfer on a Downward-facing Inclined Wall for Application to Ex-vessel Core Catcher System

Abstract

EU-APR 원전 중대사고 대처설비 중 하나인 노외코어캐쳐 시스템의 냉각성능의 실험적 검증을 위하여, 한국원자력연구원에서는 CE-PECS 로 명명된 대형실험장치를 구축하였고, 이를 통해 자연순환유량 및 임계열유속에 대한 실험데이터를 확보할 수 있었다. 하지만 확보된 임계열유속 데이터가 제한적인 점과, 관계된 국부현상들에 대한 상세 분석의 부재가 그 한계로 남는다. 그래서 본 연구는 임계열유속에 영향을 끼칠 수 있는 국부현상들을 소규모 실험 등을 통해 다각도로 분석을 하는데 초점을 맞추었으며, 이를 통해 실제 코어캐쳐 시스템 내 잔열제거 메커니즘에 대한 이해를 증진시키는 것을 목표로 한다. 본 연구대상은 하향 비등열전달 현상으로 실험, 전산유동해석, 그리고 이론적 모델링으로 이루어진 통합적 접근법을 통해 연구가 수행되었다. 먼저, 유동채널 내 정렬된 장애물들의 존재가 임계열유속에 어떠한 그리고 어떻게 영향을 끼치는 지 소규모 실험을 통해 규명되었다. 고유속조건에서는 유동 장애물이 임계열유속 상당한 증진을 가져오지만, 저유속조건에서는 저하가 확인되었다. 이때, 증진효과의 주요 메커니즘은 기포분쇄와 주기적 볼텍스쉐딩유동 (Oscillating vortex shedding flow)로 밝혀졌다. 저유속 및 낮은 과냉각도 범위에서는, 과냉각도의 증가가 임계열유속 증진에 있어 효과적이지 않음을 실험적으로 확인할 수 있었다. 과냉각비등실험에서 주목할 만한 현상이 관측되었는데, 이는 이상유동 불안정성의 하나로 순간적인 격렬한 역류와 이에 수반되는 압력 충격파 발생으로 특징지어진다. 본 실험에서 이 현상이 임계열유속 증진에 효과적임을 확인하였는데, 이는 해당 현상이 발생할 때 나타나는 격렬한 유동 혼합과정 및 포화온도 증가가 히터 표면을 덮고 있는 거대 기포 슬러그를 효과적으로 제거하는 메커니즘을 토대로 설명되어질 수 있다. 본 논문에서 또 하나 주목할 만한 연구성과는 실험데이터 및 이론을 통해 실제 코어캐쳐 시스템에서 유체 과냉각도와 임계열유속 간의 관계를 대략적으로 제시함으로써, 낮은 과냉각도 범위에서는 과냉각도의 증가가 오히려 임계열유속의 감소를 가져올 수 있음을 보여주었다. 본 과냉각비등실험에서 빈번히 발생하는 압력 충격파의 진폭은 게이지 압력 기준 최대 3.74 bar 를 가질 수 있음을 확인하였다. 실제 시스템에서 만약 이 같은 현상 (BCIPS)이 발생한다면, 소규모 실험에서 나타나는 우호적 특성이 아닌 냉각능력을 저하시키는 특성을 가질 것으로 예상된다. 이 같은 예상의 근거는 임계열유속 증진에 효과적인 유동혼합 과정이 좁은 공간안에 국한된다는 점과 역류 및 압력증가로 인한 기포 감소가 순환유량을 주기적으로 감소시킴을 들 수 있다. 하지만, EU-APR코어캐쳐의 경우, 냉각채널의 너비가 매우 길게 설계되어 있어 압력 충격파 및 자연순환 유량 저하 현상을 효과적으로 해소시킬 수 있을 것으로 예상된다. 즉, BCIPS 현상은 실제 시스템 스케일의 냉각과정에 큰 영향을 끼치지 못할 것으로 예상된다. 본 실험 데이터와 기존 연구자들의 연구를 토대로 임계열유속 모델을 개발하였다. 이 모델은 평판형 하향 비등열전달면을 따라 변화하는 임계열유속의 변화를 예측할 수 있는 첫 번째 모델이라는 점에 의미가 있는데, Cheung & Haddad의 임계열유속 모델을 기저 모델로 한 것이 특징이다. 본 연구진이 개발한 임계열유속 모델이 예측한 바에 따르면 국부 임계열유속은 공간적으로 두 개의 영역으로 나뉠 수 있다. 비등이 시작되는 지점으로부터 0.5 m 길이 영역은 “weak F-A region”으로 명명될 수 있는데, 이 영역에서는 임계열유속이 유동 방향 진행에 따라 급격히 증가하는 특성을 가진다. 이 영역에서는 마찰 및 가속에 의한 모멘텀 손실이 적기 때문에 이상경계층유동의 급격한 가속이 가능하기 때문이다. 그 이후 영역은 “F-A dominant region” 으로 명명되는데, 이 영역에서는 유동 방향 진행에 따라 임계열유속이 감소하는 것을 확인할 수 있다. 하지만 이 같은 감소는 매우 완만하게 이루어지기 때문에, 실제 코어캐쳐의 경사 채널의 길이가 약 3 m인 것을 고려할 때, 비등 열전달면 전체에서 임계열유속 발생에 가장 취약한 지점은 최상류 영역에 있음을 개발된 모델을 통해 예측할 수 있다.; For the verification of the ex-vessel core catcher cooling system for EU-APR, large-scale experiments were carried out in terms of natural circulation and the boiling crisis using CE-PECS facility at KAERI. While investigation of the conceptual feasibility and corresponding applications continues, some limitations still remain such as a small number of critical heat flux (CHF) data and lack of investigation on the local phenomena affecting the boiling crisis. Accordingly, this work has focused on investigation on the local phenomena primarily based on the lab-scale experiments to promote the deeper understanding of overall heat removal mechanism in the prototype. Boiling heat transfer on an inclined downward-facing surface has been investigated with an integrated approach of the experiments, CFD, and modeling. Complex effect of the aligned obstacles in the cooling channel on the CHF was clarified by using the down-sized test section. The obstacles started to affect the CHF when the mass flux exceeded 200 kg/m2-s while the negative effect was observed under very low flow condition. The favorable effect comes from the following mechanisms: disintegration of bubble and the generation of the oscillating vortex shedding flow. An insignificant effect of subcooling on the CHF was observed in the low subcooling and flow rate range. During subcooled boiling, an interesting phenomenon was observed as pressure shock occurred repetitively and violent and intermittent flow reversal followed the shock. Such phenomenon could provide positive effect on the CHF because vapor mass hovering above the heater surface could be eliminated effectively. Furthermore, by combining the present experimental data, CE-PECS natural circulation data, and the CHF model of Sulatskii et al. (2002) together, an interesting relation between subcooling and the CHF could be identified for the prototype, showing the non-linear dependence. Dynamic behavior of the pressure shock and flow reversal were examined in detail. During the experiments, the shock having the highest amplitude of 3.74 bars (gauge) was generated. It is noteworthy that the BCIPS (Bubble condensation induced pressure shock) phenomenon can deteriorates the cooling process of the prototype. Mere contribution of the fluids mixing process and frequent reduction of natural circulation flow rate were observed owing to flow reversal and pressure buildup. In the real system, however, the cooling channel exhibits fairly large volume, which may alleviate both the pressure shock and the reduction of natural circulation flow rate. Thus, the BCIPS phenomenon, in a positive or negative sense, would not cause a significant impact on the cooling process of the prototypical system. On the basis of the present experimental results and previous works by other researchers, a CHF model unique to scaled-downed test section has been developed. It is the first model, which can predict the spatial variation of CHF along the flat facing-downward surface. The physical framework established by Cheung and Haddad (1997) has been adopted in the present modeling. The present work introduced several modifications to the original model of Cheung and Haddad. Spatial variation of the local CHF can be divided into two regions. First region, 0 < x < 0.5 m, can be called “weak F-A region”, where the local CHF increased quite rapidly and reached the maximum point as the axial position is away from the beginning point. Second region, 0.5 < x < 3 m, can be called “F-A dominant region”, where the local CHF gradually decreased as the CHF position is down further from x = 0.5 m. The predictions showed that the most upstream region over the heater surface was mostly susceptible to occurrence of boiling crisis.