Critical heat flux (CHF) in subcooled flow boiling through a mini-channel under static and rolling conditions = 정지 및 롤링 조건에서 좁은 사각 채널을 통한 과냉각 유동 시 임계 열유속에 대한 연구

다국어 초록 (Multilingual Abstract)

Moving nuclear power plant (NPP) from land to ocean became one of the best solutions to enhance safety since natural disasters threaten the NPPs. However, ship motions such as rolling affected the boiling system of marine reactor. In boiling system, critical heat flux (CHF) is one of the essential regions since it indicates the maximum operating limit of the system. Thus, in designing a marine reactor, it is crucial to evaluate the effects of ship motions in the boiling system and predict CHF to consider the safety design and operation of the reactor. This study was attempted to investigate the boiling behaviour and CHF in subcooled flow boiling of water in a single channel and double channel configurations under static and rolling conditions. Rolling experiments were conducted at different amplitudes and rolling periods. Single channel results were compared between static and rolling cases, with the latter exhibiting higher pressure fluctuations and consequently higher CHF values compared to the static case. The CHF value was found to increase with an increase in mass flow rate. The additional accelerations in the rolling motion, namely centrifugal acceleration, were found to improve the fluid's thermal-hydraulic performance, resulting in a higher boiling intensity and higher CHF values. The pressure fluctuations and thus the CHF value followed the pattern of the centrifugal acceleration, with the highest values observed in the case with the highest centrifugal acceleration. The pressure fluctuations for the rolling experiments were also found to be increasing with increasing power, particularly at high heat flux values. The CHF in the double channel configuration was consistently lower than in the corresponding single channel experiments across all cases. Modifications to the single channel configuration, designed to replicate the heat loss observed in the double channel experiments, demonstrated that reducing pressure fluctuations through these changes led to lower CHF values, emphasizing the direct influence of pressure fluctuations on CHF. The analysis of inlet pressure fluctuations led to the introduction of a new condition called the CHF approaching condition, which precedes the occurrence of CHF. This concept of the CHF approaching condition provides an effective tool for predicting and preventing CHF, thereby reducing the potential risk of damage to the heating surface and ensuring the safe operation of the system. The results emphasize the importance of considering the impact of rolling conditions on boiling in mini-channels as variations in rolling conditions can profoundly influence boiling behaviour and CHF.

국문 초록 (Abstract)

원자력 발전소를 육지에서 해상으로 이동시키는 것은 해양 원전의 안전성을 향상시키는 가장 효과적인 해결책 중 하나이다. 그러나 롤링과 같은 움직임은 해양 원자로의 비등 시스템에 영향을
미친다. 비등 시스템에서 임계 열유속은 최대 운영 한계를 나타내는 중요한 지표이기 때문에 해양 원전을 설계할 때 선박 운동의 영향을 평가하고 CHF를 예측하는 것은 원자로의 안전성 설계
와 운전을 고려하는데 매우 중요하다. 이 연구는 고정 상태와 롤링 상태에서 단일 채널 및 이중채널 조건에 대한 물의 유동 비등 현상과 임계 열유속을 조사하기 위해 수행되었다. 롤링 실험은
다양한 진폭과 롤링 주기에서 수행되었다. 단일 채널 결과는 정적 및 롤링 사례 간에 비교되었으며, 롤링 조건에서는 정적 조건에 비해 더 높은 압력 변동과 더 높은 CHF 값을 나타냈다. CHF
값은 질량 유량 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다. 롤링 운동에서 원심 가속도는 유체의 열수력 성능을 향상시켜 더 높은 비등 강도와 더 높은 CHF 값을 초래했다. 압력 변동 및 CHF 값은
원심 가속도의 패턴을 따랐으며, 가장 높은 값은 가장 높은 원심 가속도를 가진 경우에서 관찰되었다. 롤링 실험에서 압력 변동은 특히 높은 열유속 값에서 전력이 증가함에 따라 증가하는 것으
로 나타났다. 이중 채널 구성에서의 CHF는 모든 사례에서 해당 단일 채널 실험보다 일관되게 낮게 나타났다. 이중 채널 실험에서 관찰된 열 손실을 재현하기 위해 단일 채널 구성을 수정한 결
과, 이러한 변화로 압력 변동이 감소하면서 CHF 값도 낮아져 압력 변동이 CHF에 직접적인 영향을 미친다는 점이 강조되었다. 유입 압력 변동 분석을 통해 CHF 발생 이전의 새로운 조건인 'CHF
접근 조건'이 도입되었으며, 이는 CHF를 예측하고 방지하는 데 효과적인 도구를 제공한다. 이는가열 표면의 손상 가능성을 줄이고 시스템의 안전한 작동을 보장하는 데 기여한다.결과는 롤링
조건이 미니 채널에서의 비등에 미치는 영향을 고려하는 것이 중요하다는 점을 강조하며, 롤링조건의 변동이 비등 거동 및 CHF에 깊은 영향을 미칠 수 있음을 보여준다.

목차 (Table of Contents)

• Abstract 1
• Chapter 1. Introduction 3
• 1.1 Ocean Nuclear Power Plants (ONPPs) 4
• 1.2 Literature review of motion conditions 11
• 1.3 Subcooled Flow Boiling 15
• 1.4 Literature review of static conditions 18
• 1.5 Objectives and Approaches 21
• Chapter 2. Experimental Description 23
• 2.1 Experimental facility 23
• 2.2 Test Section 29
• 2.3 PCB heater treatment 32
• 2.4 Rolling platform 34
• 2.5 Experimental procedure 36
• 2.6 Data reduction 36
• 2.7 Heated channel flow rate calculation in double channel configuration 39
• 2.8 Image processing 41
• 2.9 Uncertainty analysis 45
• Chapter 3. Results and Discussion 46
• 3.1 Boiling behavior in single channel static experiments 46
• 3.1.1 OFI identification 48
• 3.1.2 CHF and CHF approaching condition 52
• 3.2 Single channel rolling experiments 64
• 3.2.1 Comparison of boiling behavior and pressure fluctuations between static and rolling cases 67
• 3.2.2 Effect of mass flow rate on pressure fluctuations 71
• 3.2.3 Effect of rolling period on pressure fluctuations 74
• 3.2.4 Effect of rolling amplitude on pressure fluctuations 76
• 3.2.5 Effect of rolling intensity on pressure fluctuations 78
• 3.2.6 CHF location in rolling experiments 81
• 3.3 Double channel static experiments 89
• 3.3.1 Comparison of pressure fluctuations between single channel and double channel experiments 92
• 3.3.2 Modified single-channel experiments 94
• Chapter 4. Conclusion 103
• References 105
• Appendix A 111
• Appendix B 113