Two-phase Friction Multiplier Look-up Table for Water-steam Flows in Vertical Tubes

Abstract

Two-phase steam-water flows are extensively used in many industrial facilities, especially in nuclear power plants. The limits and capacity of these facilities are determined based on some critical parameters of two-phase flows, such as critical heat flux (CHF) and two-phase friction multiplier, and thermophysical properties of the working fluid. Many experimental measurements have been performed to determine the pressure drops and many studies are published in the form of measurement results, as well as correlations and mathematical methods basing on the results of these measurements to determine the two-phase friction multiplier for different flow conditions. However, these studies cover only limited ranges of the flow conditions and the thermophysical properties, such as heat flux (q"), pressure (P), mass flux (G) and actual (dynamic) quality (xa). Also, different results take place for the pressure drops depending on the experimental set-up and conditions,. Additionally, experimental data and correlations do not exist in some cases in the literature, where it is hard to reach the required flow conditions with an experimental set-up in addition to the scarce numbers of data. It becomes widespread to construct and utilize look-up tables (LUTs) for selected critical parameters of the two-phase flows based on some methods, correlations and experimental data and using these LUTs in the computer codes. In this thesis, a two-phase friction multiplier look-up table for two-phase steam-water flows in vertical uniformly heated and adiabatic round tubes has been developed covering the ranges of Heat flux: 0 ≤ q" ≤ 6000 kW/m2 Pressure: 500 ≤ P ≤ 11,000 kPa Mass flux: 500 ≤ G ≤ 10,000 kg/m2 s Actual (flow) quality: 0.0 ≤ xa ≤ 1.0

Günlük yaşamda ve endüstriyel işletmelerde kullanılan bir çok mühendislik uygulamalarında ve özellikle nükleer santrallarda iki-fazlı sıvı-buhar akışları ile karşılaşılmaktadır. İki-fazlı sürtünme çarpanı bu tesislerdeki iki-fazlı akışlı çeşitli mühendislik sistemlerinin tasarımında ve termal-hidrolik hesaplamalarında basınç ve hız dağılımının ve uygulama sınırlarının belirlenmesinde kullanılan önemli bir akış parametresidir. Literatürde iki-fazlı sürtünme çarpanını elde edebilmek için deneysel çalışmalarla elde edilmiş bir çok basınç düşümü ölçüm verisi ve bu verilere dayalı olarak geliştirilmiş bir çok korelasyon bulunmasına rağmen, literatürde mevcut olan bu korelasyonlar ancak deneysel çalışmaların gerçekleştirildiği akış parametrelerinin belirli aralıklarında uygun sonuç verebilmektedir, yani kullanım alanları sınırlıdır. Ayrıca, bu çalışmalar ısı akısı (q"), basınç (P), kütlesel akı (G) ve gerçek (dinamik) kuruluk derecesi (xa) parametrelerinin çok dar bir aralığını kapsamakta olup deneysel veriler ve korelasyonlar akış şartlarından dolayı deneysel verilerin çok az bulunduğu bölgelerde ya hiç bulunmamakta ya da birbirlerinden farklı sonuçlar verebilmektedir. Deneysel veriler ve korelasyonlara ilaveten mühendislik uygulamalarında kullanılan bazı kritik parametreler için ayrıca tarama tabloları da (TT) literatürde mevcuttur. Özellikle, yaklaşık yirmi yıldır geliştirilmesi sürdürülmekte olan Kritik Isı Akısı Tarama Tablosu (CHF LUT) şu anda RELAP5/MOD3 nükleer reaktör güvenlik bilgisayar kodu gibi bazı bilgisayar yazılımlarında literatürdeki mevcut korelasyonlar yerine kullanılmaktadır. Bu tez kapsamında, adyabatik ve ısıtılmış düşey borulardaki iki-fazlı sıvı-buhar akışlarının hesaplamalarında kullanılmak üzere bir iki-fazlı sürtünme çarpanı tarama tablosu aşağıdaki aralıklar için oluşturulmuştur. Isı Akısı: 0 ≤ q" ≤ 6000 kW/m2 Basınç: 500 ≤ P ≤ 11,000 kPa Kütlesel Akı: 500 ≤ G ≤ 10,000 kg/m2 s Gerçek (dinamik) kuruluk derecesi: 0.0 ≤ xa ≤ 1.0