Two-phase flow measurements with spacer grid in a rod bundle geometry

Abstract

Heat transfer effectiveness in nuclear rod bundles is of great importance to nuclear reactor safety and economics. An important design parameter is the Critical Heat Flux (CHF), which limits the transferred heat from the fuel to the coolant. The CHF is determined by flow behaviour, especially the turbulence created inside the fuel rod bundle. Adiabatic experiments can be used to characterize the flow behaviour separately from the heat transfer phenomena in diabatic flow. To enhance the turbulence, mixing vanes are attached to spacer grids, which hold the rods in place. The vanes either make the flow swirl around a single sub-channel or induce cross-mixing between adjacent sub-channels. In adiabatic two-phase conditions an important phenomenon that can be investigated is the effect of the spacer on canceling the lift force, which collects the small bubbles to the rod surfaces leading to decreased CHF in diabatic conditions and thus limits the reactor power. Computational Fluid Dynamics (CFD) can be used to simulate the flow numerically and to test how different spacer configurations affect the flow. Experimental data is needed to validate and verify the used CFD models. Especially the modeling of turbulence is challenging even for single-phase flow inside the complex sub-channel geometry. In two-phase flow other factors such as bubble dynamics further complicate the modeling. To investigate the spacer grid effect on two-phase flow, and to provide further experimental data for CFD validation, a series of experiments was run on an adiabatic sub-channel flow loop using a duct-type spacer grid with different configurations. Utilizing the wire-mesh sensor technology, the facility gives high resolution experimental data in both time and space. The experimental results indicate that the duct-type spacer grid is less effective in canceling the lift force effect than the egg-crate type spacer tested earlier.

Ydinreaktorin sauvanippujen sisäisen lämmönsiirron tehokkuus on tärkeää reaktorin turvallisuuden ja taloudellisuuden kannalta. Tärkeä mitoittava parametri on ns. kriittinen lämpövuo, joka rajoittaa polttoaineesta jäähdytteeseen siirtyvää lämpötehoa. Kriittisen lämpövuon määrää virtauksen käyttäytyminen nipun sisällä, erityisesti turbulenssi. Adiabaattisilla kokeilla voidaan tutkia virtauksen käyttäytymistä erillään diabaattisista lämmönsiirtoilmiöistä. Turbulenssin voimistamiseksi nippujen välihiloissa on virtausta sekoittavia siivekkeitä, jotka aiheuttavat virtauksen pyörimisen alikanavassa tai ristisekoittumisen vierekkäisten alikanavien välillä. Adiabaattisessa kaksifaasivirtauksessa tärkeä ilmiö, jota voidaan tutkia, on välihilan aiheuttama vaikutus, joka kumoaa ns. nostovoiman aiheuttaman kuplien kerääntymisen sauvojen pinnoille, mikä pienentää diabaattisissa olosuhteissa kriittistä lämpövuota ja siten rajoittaa reaktorin tehoa. Tietokonepohjaisella virtauslaskennalla (CFD) voidaan mallintaa virtausta ja esimerkiksi kokeilla erilaisten välihila-kokoonpanojen vaikutusta virtaukseen. Kokeellista tietoa tarvitaan kelpoistamaan CFD-malleja. Turbulenssin mallintaminen on haastavaa monimutkaisen alikanava-geometrian sisällä yksifaasivirtauksenkin tapauksessa. Kaksifaasivirtauksessa muut tekijät, kuten kupladynamiikka, tuovat lisähaasteita mallinnukseen. Välihilan vaikutuksen tutkimiseksi ja lisädatan tuottamiseksi CFD-mallien kelpoistusta varten, kanava-tyyppistä välihilaa testattiin adiabaattisessa alikanava-koelaitteistossa. Koelaitteiston lanka-anturit tuottavat hyvin tarkkoja mittaustietoja niin ajan kuin paikan suhteen. Mittaustulosten perusteella kanava-tyyppinen välihila näyttäisi olevan huonompi nostovoiman vaikutuksen kumoamisessa kuin aiemmin samalla laitteistolla testattu munakenno-tyyppinen välihila.