원자력발전소를 포함한 여러 설비에는 계통을 과압으로부터 보호하기 위한 다양한 압력방출밸브들이 설치되어 있다. 원자력발전소에 설치된 안력방출밸브는 단상 유체뿐만 아니라 이상 유체가 계통의 과압 발생시 방출되게 되나 통상 안력방출밸브를 설계할 경우 단상 유체만 방출되는 것으로 설계되며 이상 유체가 방출되는 것은 설계에서 고려되지 못하고 있으며 실제 원자력발전소의 냉각수는 고압의 과냉각수로서 외부로 방출될 경우 과냉각에 따라 단상 또는 이상유체로 방출되게 되므로 이러한 방출시 밸브의 전후단 압력차에 따라 임계면(Critical Section)의 위치 변동 및 최소 유동면적 변화 등이 발생하게 된다. 현재까지 수행된 압력방출밸브의 시험은 주로 과냉각도에 초점을 맞추고 있으며, 디스크의 개도, 비응축성 가스의 혼합, 밸브 후단압 변화 등에 따른 임계유량의 영향은 잘 이해되지 못하고 있는 실정이다. 따라서 본 연구에서는 과냉각에 따른 안전밸브의 임계면의 변화, 밸브 전후단 압력차에 따른 임계유량의 변화를 열수력적으로 분석하고 관찰할 수 있는 시스템 구성을 하였으며 밸브의 디스크 개도 조절이 가능하고, 시험 매체는 과냉각수 방출 시험, 증기 방출 시험, 과냉각수와 질소 혼합유체 방출 시험을 할 수 있도록 설계하였다. 본 연구에서는 압력방출밸브에서 과냉각수가 방출될 경우 임계 유량의 변화를 측정하고, 임계유량이 밸브의 개도, 과냉각도, ...
원자력발전소를 포함한 여러 설비에는 계통을 과압으로부터 보호하기 위한 다양한 압력방출밸브들이 설치되어 있다. 원자력발전소에 설치된 안력방출밸브는 단상 유체뿐만 아니라 이상 유체가 계통의 과압 발생시 방출되게 되나 통상 안력방출밸브를 설계할 경우 단상 유체만 방출되는 것으로 설계되며 이상 유체가 방출되는 것은 설계에서 고려되지 못하고 있으며 실제 원자력발전소의 냉각수는 고압의 과냉각수로서 외부로 방출될 경우 과냉각에 따라 단상 또는 이상유체로 방출되게 되므로 이러한 방출시 밸브의 전후단 압력차에 따라 임계면(Critical Section)의 위치 변동 및 최소 유동면적 변화 등이 발생하게 된다. 현재까지 수행된 압력방출밸브의 시험은 주로 과냉각도에 초점을 맞추고 있으며, 디스크의 개도, 비응축성 가스의 혼합, 밸브 후단압 변화 등에 따른 임계유량의 영향은 잘 이해되지 못하고 있는 실정이다. 따라서 본 연구에서는 과냉각에 따른 안전밸브의 임계면의 변화, 밸브 전후단 압력차에 따른 임계유량의 변화를 열수력적으로 분석하고 관찰할 수 있는 시스템 구성을 하였으며 밸브의 디스크 개도 조절이 가능하고, 시험 매체는 과냉각수 방출 시험, 증기 방출 시험, 과냉각수와 질소 혼합유체 방출 시험을 할 수 있도록 설계하였다. 본 연구에서는 압력방출밸브에서 과냉각수가 방출될 경우 임계 유량의 변화를 측정하고, 임계유량이 밸브의 개도, 과냉각도, 질소가스의 혼합, 그리고 밸브 후단압의 변화 등에 따른 영향 평가와 이들 인자들을 고려한 임계유량 상관식을 개발하였다. 증기를 포함한 과냉각수, 혼합 이상유체 시험 중 임계 압력은 압력계 P2 위치에서 정확하게 관찰되었으며, 안전방출밸브에서 과냉각수의 임계유량은 디스크의 임계압력을 알 경우 매우 정확하게 예측할 수 있는 것으로 평가되었다. 동 임계압력은 과냉각도에 따른 영향이 가장 크고 디스크 개도에는 약간 영향을 받으며, 후단압의 감소에는 거의 영향을 받지 않느 것으로 나타났다. 밸브의 임계 압력을 기준으로 밸브 상수를 평가해보면 디스크 개도, 과냉각도, 후단압의 감소 등이 전부 영향을 주는 것으로 나타났으며, 이들 세개 변수는 추후에도 좀더 연구가 필요한 것으로 평가되었다. 과냉각수의 임계압력 상태에서, 질소가스를 주입하여 시험한 결과는 질소가스의 체적비가 과냉각수의 80% 까지 증가하더라도 과냉각수 유량은 10% 이내로 감소하고, 임계 압력은 5% 정도 증가하는 것이 관찰되었다. 즉 과냉각도에 따라 정해진 임계 압력비 및 임계 유량에 거의 영향을 주지 않는 것으로 나타났다. 본 연구를 통하여 개발된 과냉각수 임계압력 상관식 및 임계유량 상관식은 실험결과와 잘 일치하고 있다. 비응축성 가스가 없는 과냉각수의 임계유량식은 디스크 개도, 과냉각도, 후단압를 알 경우 5% 정도의 표준오차(root mean square error)로 예측 가능하며, 질소가스의 체적비가 과냉각수 체적의 80% 이내인 경우 과냉각수 임계유량식은 8% 정도의 표준오차로 예측하였다. 따라서 본 연구를 통하여 제시된 안전방출밸브의 과냉각수 임계유량상관식은 압력방출밸브의 임계 유량 예측 및 밸브 설계에 많은 도움을 줄 수 있을 것으로 판단된다.
원자력발전소를 포함한 여러 설비에는 계통을 과압으로부터 보호하기 위한 다양한 압력방출밸브들이 설치되어 있다. 원자력발전소에 설치된 안력방출밸브는 단상 유체뿐만 아니라 이상 유체가 계통의 과압 발생시 방출되게 되나 통상 안력방출밸브를 설계할 경우 단상 유체만 방출되는 것으로 설계되며 이상 유체가 방출되는 것은 설계에서 고려되지 못하고 있으며 실제 원자력발전소의 냉각수는 고압의 과냉각수로서 외부로 방출될 경우 과냉각에 따라 단상 또는 이상유체로 방출되게 되므로 이러한 방출시 밸브의 전후단 압력차에 따라 임계면(Critical Section)의 위치 변동 및 최소 유동면적 변화 등이 발생하게 된다. 현재까지 수행된 압력방출밸브의 시험은 주로 과냉각도에 초점을 맞추고 있으며, 디스크의 개도, 비응축성 가스의 혼합, 밸브 후단압 변화 등에 따른 임계유량의 영향은 잘 이해되지 못하고 있는 실정이다. 따라서 본 연구에서는 과냉각에 따른 안전밸브의 임계면의 변화, 밸브 전후단 압력차에 따른 임계유량의 변화를 열수력적으로 분석하고 관찰할 수 있는 시스템 구성을 하였으며 밸브의 디스크 개도 조절이 가능하고, 시험 매체는 과냉각수 방출 시험, 증기 방출 시험, 과냉각수와 질소 혼합유체 방출 시험을 할 수 있도록 설계하였다. 본 연구에서는 압력방출밸브에서 과냉각수가 방출될 경우 임계 유량의 변화를 측정하고, 임계유량이 밸브의 개도, 과냉각도, 질소가스의 혼합, 그리고 밸브 후단압의 변화 등에 따른 영향 평가와 이들 인자들을 고려한 임계유량 상관식을 개발하였다. 증기를 포함한 과냉각수, 혼합 이상유체 시험 중 임계 압력은 압력계 P2 위치에서 정확하게 관찰되었으며, 안전방출밸브에서 과냉각수의 임계유량은 디스크의 임계압력을 알 경우 매우 정확하게 예측할 수 있는 것으로 평가되었다. 동 임계압력은 과냉각도에 따른 영향이 가장 크고 디스크 개도에는 약간 영향을 받으며, 후단압의 감소에는 거의 영향을 받지 않느 것으로 나타났다. 밸브의 임계 압력을 기준으로 밸브 상수를 평가해보면 디스크 개도, 과냉각도, 후단압의 감소 등이 전부 영향을 주는 것으로 나타났으며, 이들 세개 변수는 추후에도 좀더 연구가 필요한 것으로 평가되었다. 과냉각수의 임계압력 상태에서, 질소가스를 주입하여 시험한 결과는 질소가스의 체적비가 과냉각수의 80% 까지 증가하더라도 과냉각수 유량은 10% 이내로 감소하고, 임계 압력은 5% 정도 증가하는 것이 관찰되었다. 즉 과냉각도에 따라 정해진 임계 압력비 및 임계 유량에 거의 영향을 주지 않는 것으로 나타났다. 본 연구를 통하여 개발된 과냉각수 임계압력 상관식 및 임계유량 상관식은 실험결과와 잘 일치하고 있다. 비응축성 가스가 없는 과냉각수의 임계유량식은 디스크 개도, 과냉각도, 후단압를 알 경우 5% 정도의 표준오차(root mean square error)로 예측 가능하며, 질소가스의 체적비가 과냉각수 체적의 80% 이내인 경우 과냉각수 임계유량식은 8% 정도의 표준오차로 예측하였다. 따라서 본 연구를 통하여 제시된 안전방출밸브의 과냉각수 임계유량상관식은 압력방출밸브의 임계 유량 예측 및 밸브 설계에 많은 도움을 줄 수 있을 것으로 판단된다.
This study is to provide new experimental results for the critical pressure ratio and the critical flow characteristics in a safety valve. To do this, the test facility is newly designed to perform the steam, the hot water, and the two-component mixture tests focused on the visualization internal fl...
This study is to provide new experimental results for the critical pressure ratio and the critical flow characteristics in a safety valve. To do this, the test facility is newly designed to perform the steam, the hot water, and the two-component mixture tests focused on the visualization internal flow fields in a safety valve. Subcooled water critical flow phenomena in a safety valve are investigated experimentally at various subcoolings between 10 K and 125 K, and about 1 Mpa of the inlet pressure with 3 different disk lifts, 1, 2, and 3mm. All of the experiments show the critical characteristics such as constant throat pressure and constant flow rate when the backpressure is sufficiently decreased. Several correlations for critical pressure ratio and critical flow rate are developed using the present experimental data expressed in terms of non-dimensional disk lift, subcooling, and pressure. Critical pressure ratios are considerably affected by different subcoolings while the effect of disk lifts on them is relatively small. A critical flow correlation for the safety valve is also developed using the critical pressure ratio correlation, , and the valve coefficient correlation, $(P_{cr1})_{corr}$, and the valve coefficient correlation, $K_{d.corr}$. The correlation shows good agreement with the experimental data with the root-mean-square error of 5.2% In order to evaluate the effect of the non-condensable gas on the critical pressure ratio and critical flow rate, another group tests are performed when the ratios of outlet pressure to inlet pressure, the subcooling to inlet temperature, and the gas volumetric flow to water volumetric flow are 0.15-0.23, 0.07-0.12, and 0-0.8, respectively. The effect of nitrogen gas flow on the subcooled critical flow rate during the subcooled water critical pressure conditions show that the critical pressure ratio is also mainly dependent on the subcooling and the dependency on the gas fraction and the pressure drop is relatively small. When the nitrogen gas is included into the subcooled water, the subcooled water critical flow rate is decreased about 10 % compared to the critical flow rate without non-condensable gas, but it maintains a constant value for the ratio of gas volumetric flow to water volumetric flow greater than 20%. The developed two-component mixture critical flow correlation estimates the critical flow very well with the root mean square error 1.75% when the backpressure to inlet pressure ratios are 0.15-0.23, the subcooling to inlet temperature ratios are 0.07-0.12, and the gas volumetric flow to water volumetric flow ratios are 0-0.8. The subcooled water critical flow correlation, which considers subcooling, disc lift, backpressure, and non-condensable gas, shows good agreement with the total present experimental data with the root mean square error of 8.17%.
This study is to provide new experimental results for the critical pressure ratio and the critical flow characteristics in a safety valve. To do this, the test facility is newly designed to perform the steam, the hot water, and the two-component mixture tests focused on the visualization internal flow fields in a safety valve. Subcooled water critical flow phenomena in a safety valve are investigated experimentally at various subcoolings between 10 K and 125 K, and about 1 Mpa of the inlet pressure with 3 different disk lifts, 1, 2, and 3mm. All of the experiments show the critical characteristics such as constant throat pressure and constant flow rate when the backpressure is sufficiently decreased. Several correlations for critical pressure ratio and critical flow rate are developed using the present experimental data expressed in terms of non-dimensional disk lift, subcooling, and pressure. Critical pressure ratios are considerably affected by different subcoolings while the effect of disk lifts on them is relatively small. A critical flow correlation for the safety valve is also developed using the critical pressure ratio correlation, , and the valve coefficient correlation, $(P_{cr1})_{corr}$, and the valve coefficient correlation, $K_{d.corr}$. The correlation shows good agreement with the experimental data with the root-mean-square error of 5.2% In order to evaluate the effect of the non-condensable gas on the critical pressure ratio and critical flow rate, another group tests are performed when the ratios of outlet pressure to inlet pressure, the subcooling to inlet temperature, and the gas volumetric flow to water volumetric flow are 0.15-0.23, 0.07-0.12, and 0-0.8, respectively. The effect of nitrogen gas flow on the subcooled critical flow rate during the subcooled water critical pressure conditions show that the critical pressure ratio is also mainly dependent on the subcooling and the dependency on the gas fraction and the pressure drop is relatively small. When the nitrogen gas is included into the subcooled water, the subcooled water critical flow rate is decreased about 10 % compared to the critical flow rate without non-condensable gas, but it maintains a constant value for the ratio of gas volumetric flow to water volumetric flow greater than 20%. The developed two-component mixture critical flow correlation estimates the critical flow very well with the root mean square error 1.75% when the backpressure to inlet pressure ratios are 0.15-0.23, the subcooling to inlet temperature ratios are 0.07-0.12, and the gas volumetric flow to water volumetric flow ratios are 0-0.8. The subcooled water critical flow correlation, which considers subcooling, disc lift, backpressure, and non-condensable gas, shows good agreement with the total present experimental data with the root mean square error of 8.17%.
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