Pressure drop and Void fraction of steam-water two-phase flow at high pressure

高圧条件における蒸気-水二相流のボイド率と圧力損失

Liu, W.; 玉井 秀定*; 高瀬 和之

Liu, W.; Tamai, Hidesada*; Takase, Kazuyuki

次世代FBRで採用が検討されている直管型蒸気発生器(SG)の熱設計手法を構築するため、実機SGを模擬した高圧条件下で試験を実施し、沸騰二相流に対する詳細なデータを取得するとともに、取得したデータをもとにボイド率、圧力損失及び二相流熱伝達率に関する既存相関式の妥当性評価を行った。本報では、高圧条件で沸騰二相流試験を行い、ボイド率及び二相流圧力損失に関する実験データ及び既存相関式の適用性について定量的に評価した結果を報告する。一連の試験の結果、次のことが明らかになった。(1)伝熱管出入口間の圧力損失は、位置損失,摩擦損失と加速損失の和としてあらわされる。(2)位置損失や加速損失の計算に必要であるボイド率に関してはドリフトフラックスモデルの適用が可能である。(3)摩擦損失に関してはChisholm式又は均質流モデルを使って高精度に予測可能である。

For a steam generator in a commercialized sodium-cooled Fast Breeder Reactor (FBR), flow instability in the water side is one of the most important items need research. As the first step of the research, thermal-hydraulic experiments using water as the test fluid were performed under high pressure conditions at the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) by using a circular tube. Void fraction, pressure drop and heat transfer coefficient data were obtained under 15, 17, and 18 MPa. This paper discusses the steam-water pressure drop and void fraction. Using the obtained data, we evaluated existing correlations for void fraction and two-phase flow multipliers. As a result, the drift flux model implemented in the TRAC-BF1 code was confirmed to suitably predict the void fraction well, under the present high pressure conditions. For the two-phase flow multiplier, the Chisholm correlation and the homogeneous model were confirmed to be the best under the present high-pressure conditions.