Heat transfer characteristics in thermal break channel under subcooled boiling flow condition

Abstract

핵융합로는 떠오른 다음 세대 에너지원으로써, 현재 세계 여러 많은 나라들이 적극적인 투자를 진행하고 있다. 핵융합로는 삼중수소와 중수소를 이용하여 핵융합 반응에서 에너지를 생성한다. 여기서 이온들이 플라즈마 형태를 띠게 된다. 플라즈마는 핵융합로의 토카막이라고 하는 장치 내부에 흐르게 된다. 플라즈마는 자기장에 의하여 직접적으로 토카막 하단에 있는 디버터라는 장치에 부하되게 된다. 이를 열속으로 환산시에, 원자력보다 10배가량 높은 10 ~ 20MW/m2 가 부하된다. 디버터의 목적은 높은 열에너지를 제거함과 동시에 불순물을 걸러내는 장치로도 이용된다. 디버터의 외벽은 사각형태이며, 내부 채널은 원형 혹은 사각형태를 띠고 있다. 디버터에 열속이 가장 크게 부여되는 부분에서는 원형형태의 Swirl tube 가 대부분 식각되어 있으며, 이외에는 기본 원형형태의 채널로 구성되어 있다. 디버터의 특징으로 크게 2가지가 있다. 처음으로는 앞서 언급한 바와 같이 열속이 매우 크다는 것이 있으며, 다음으로는 열이 단면적으로 부하된다는 특이점이 있다. 디버터의 구조상 사각형태의 원형형태에서 단면으로 열이 부하될 시에 열저항 이론에 의하여 원형채널에 원주방향으로 열이 분산되게 된다. 또한, 가장 가까운 부분인 열부하면의 원형 상단면은 열이 집중되게 된다. 이는 열속이 매우 커지기 때문에 임계열유속이 빠르게 발생한다는 단점이 있다. 또한 매우 높은 열속이 부하될 시에, 디버터 중앙 부분의 온도 기울기가 매우 커서 열응력도 발생하게 된다. 플라즈마의가 과도 상태로 디버터에 부하되는 경우에는 피로도도 누적되어 최종적으로 디버터가 파괴될 수 있다. 열을 분산시키기 위하여 열분산 홀을 사용하였으며, 홀에는 공기가 있다. 공기는 대표적으로 매우 낮은 열전도율을 가지고 있기 때문에, 원형 상단면의 열을 분산시킨다. 열분산 홀의 모양으로는 선행연구에서 꼭지점이 있을 시에 해당 부분에 열응력이 집중되기 때문에 원형모양을 선택하였다. 과냉유동비등은 상변화를 이용하여 높은 열전달율을 가지고 있음과 동시에 냉각수가 미포화 상태에 있기 때문에 채널 벽면에서 기포가 생성되면서 빠르게 응축되어 버리기 때문에 포화유동비등에 비하여 높은 임계열유속을 가진다는 장점을 가지고 있다. 본 과냉유동비등 실험은 유량과 과냉도를 변수로 사용하며, 냉각채널로는 기본채널, 1원홀 채널, 5원홀 채널을 비교하였다. 실험결과에서 임계열유속이 유량과 과냉도에 관계없이 5원홀 채널, 1원홀 채널, 기본채널 순으로 나타났다. 이는 벽면의 열이 분산되어 온도가 낮아진다는 것을 반증하게 되며, 이에 대한 열전도율을 평가하기 위하여 기존에 있는 단면열속부하 열전도율 모델 기반 시뮬레이션을 사용하여 평가를 진행하였다. 시뮬레이션과 실험을 비교한 결과, 기존 모델이 해당 유체와 채널구조 조건에서 크게 다르게 나타났다. 이를 개선하기 위하여 열분산율을 변경하여 실험결과와 비교하였다. 기본채널과 같은 경우, 간단한 계수의 배수를 조정함으로써 5% 이내에 만족하는 결과를 도출할 수 있었다. 하지만 5원홀 채널과 같은경우에는 위와 같은 방법론이 적용될 수 없었다. 기존 모델의 경우, 계수와 열속 및 냉각수의 압력에 의하여 결정되게 된다. 5원홀 채널 실험결과를 보면, 30도와 60도, 90도의 예측율이 기본채널과 채널이랑 비교시에 분산된 것을 알 수 있다. 이는 구조적으로 원홀이 적용되어 변형된 열저항으로 인하여 채널벽면에 적용되는 열이 분포되는 현상을 기존 모델에서 나타낼수 없기 때문이다. 이를 각도에 따른 영향으로 나타내어 홀이 적용된 부분과 아닌부분을 기준으로 벽면 경계조건을 나누어 열전달의 예측성을 보완하였다. 이를 기반으로 디버터의 안전성 평가시에 모든 지표에서 5원홀 채널이 기본채널과 비교하여 향상된 결과를 도출할 수 있었다.

Nuclear fusion energy is the next energy generation system with high sustainability. Plasma ion is produced from the fusion reaction between tritium (3H, T) and deuterium (2H, D), resulting in helium and energy as production. Plasma is operated at very high temperature, several thousands of temperature, flowing in the tokamak of nuclear fusion reactor generates high thermal energy. Although most of the energy is produced from the first wall by the radiation, certain amount of thermal energy is also transferred to the divertor, where plasma is directly loaded. Such high heat load requires the developed cooling system to remove heat in safety aspect. On the other hand, the efficient energy conversion requires the coolant to be in boiling state, demanding the decent prediction of heat transfer inside the channel. Heat energy created by the plasma is around 10 MW/m2 in steady-state and 20 MW/m2 in transient, which is 10 ~ 20 times higher than the commercial nuclear fission reactors. Such high heat flux demands the divertor to have great mechanical strength to endure thermal stress and high cooling capacity for removal of high heat energy. The other obstacle comes from the geometrical specification; a circular cooling channel inside rectangular block absorbs the heat from the single side. This induces thermal distribution along the circular cooling channel wall since the thermal resistance is different, which is proportional to the distance heat is transferred. High temperature gradient induces thermal stress. In addition, the heat will be concentrated on the top of the channel resulting in Critical Heat Flux to occur fast, which is safety limit. The prevention of the heat concentration can be eased by thermal break concept. The key to the thermal break concept is to apply the thermal barriers in the channel. This can be achieved by controlling the thermal conductivity. Among the methodology of changing the thermal conductivity, thermal break hole is adapted in this study. Thermal break hole is simply to fabricate the air hole through the channel near the center of the channel in axial direction. Air is well known to have a very low heat transfer medium, having very low heat transfer coefficient. Subcooled flow boiling experiments were performed comparing the standard channel with no thermal break hole to the channels with thermal break holes at various coolant conditions varying the mass flowrate and inlet subcooling. CHF was also measured in the experiment. The results showed that regardless of thermal break hole numbers and coolant conditions, CHF increase. The increase in CHF for thermal break hole case would be the evidence that wall heat flux and wall temperature are lower than the standard channel. However, thermal-hydraulic models and correlations that can predict the thermal distribution do not exist in the divertor. In the study, the model is developed modifying the heat transfer coefficient from the existing one-side heating correlation. The final model was compared with the experiment results from the temperature measurements. The thermal analysis of channels were compared and thermal break hole channel showed the improved result in safety aspect of divertor.