Darstellung kritischer Siedezustaende in Stabbuendeln

Both the transition from the square lattice of a conventional pressurized water reactor to the hexagonal fuel rod pitch of the advanced pressurized water reactor, and the expected high mass flow rates through fuel elements go far beyond the parameter ranges of the thermohydraulic phenomena studied for the PWR. In particular the safety-relevant area of critical heat fluxes requires fresh experimental and theoretical consideration. In the present paper the experiments made by the two institutions were simulated numerically by means of a subchannel analysis, the critical flux was determined and compared with the experimental values. Critical heat flux was determined according to different CHF-correlations or data tables from outlet states of the subchannels, simulating the power transient up to the numerically determined occurrence of critical boiling. The critical heat flux was determined by means of CHF correlations or data charts from the outlet state of the subchannels. The parameters which, in addition to the hydraulic and thermal data, determine the level of the critical heat flux were thoroughly investigated. The most important result of that investigation was a calculation method which enables the application of the circular-tube-CHF-results to rod bundle geometries. To this effect, regulations concerning the calculation of tube diameters are specified with regard to the heat transfer ranges indicated by Boltenko et al., which behave similar to the subchannels and therefore enable the application of circular-tube-CHF results of the charts to rod bundle geometries. In particular, a new, force-related diameter d_k was defined for the entrainment-controlled circular-ring boiling range. The numerical simulation of the 37-rod bundle tests, in particular when using the new regulations for calculation of the comparative tube diameters together with the Boltenko/Katan-CHF-data chart, led to a good agreement with measured values. Moreover, the investigation made it clear that the widespread Russian Doroshchuk-CHF chart with an improved diameter correction also can reflect the measured values with a high accuracy. However, it also turned out that the correlations developed for application to the fuel elements of the Russian VVER reactors are able to reflect the results of the SIEMENS/KWU-37-rod bundle. (orig./GL)Sowohl der Uebergang vom quadratischen Gitter eines konventionellen Druckwasserreaktors (DWR) zum hexagonal geteilten Brennstabgitter des fortgeschrittenen Druckwasserreaktors (FDWR) als auch die erwarteten hohen Massenstromdichten durch die Brennelemente fuehren weit aus den Parameterbereichen der fuer den DWR untersuchten thermo-hydraulischen Phaenomene heraus. Insbesondere das sicherheitstechnisch relevante Gebiet der kritischen Siedezustaende bedarf einer neuerlichen experimentellen und theoretischen Betrachtung. In der vorliegenden Arbeit wurden die Versuche beider Institutionen numerisch mit Hilfe einer Unterkanalanalyse simuliert, die kritischen Heizflaechenbelastungen bestimmt und mit den experimentellen Werten verglichen. Die kritischen Heizflaechenbelastungen wurden nach verschiedenen CHF-Korrelationen bzw. Datentafeln aus den Austrittszustaenden der Unterkanaele bestimmt, wobei die Leistungstransiente bis zum numerisch ermittelten Eintritt des kritischen Siedezustandes simuliert wurde. Die kritische Heizflaechenbelastung wurde ueber CHF-Korrelationen bzw. -Datentafeln aus dem Austrittszustand der Unterkanaele bestimmt. Eine genaue Untersuchung der Parameter, die neben den hydraulischen und thermischen Daten die Hoehe der kritischen Heizflaechenbelastung bestimmen, wurde durchgefuehrt. Wichtigstes Ergebnis dieser Untersuchung ist ein Rechenverfahren, das die Uebertragung der Kreisrohr-CHF-Ergebnisse auf Stabbuendelgeometrien ermoeglicht. Hierzu werden zu den von Boltenko et al. angegebenen Waermeuebergangsbereichen Vorschriften zur Berechnung der Durchmesser von Rohren angegeben, die sich aehnlich den Unterkanaelen verhalten, und so die Uebertragung der Kreisrohr-CHF-Ergebnisse der Tafeln auf Stabbuendelgeometrien ermoeglichen. Insbesondere wurde fuer den Entrainment-kontrollierten Kreisringsiedebereich ein neuer, kraeftebezogener Durchmesser d_k definiert. Die numerische Simulation der 37-Stabbuendelversuche fuehrte insbesondere bei Verwendung der neuen Vorschriften zur Berechnung der Vergleichsrohrdurchmesser zusammen mit der Boltenko/Katan-CHF-Datentafel zu einer guten Uebereinstimmung mit den Messwerten. Die Untersuchung machte darueberhinaus deutlich, dass die weit verbreitete russische Doroshchuk-CHF-Tafel mit einer verbesserten Durchmesserkorrektur ebenfalls die Messwerte mit hoher Genauigkeit wiedergeben kann. Es zeigte sich aber auch, dass die fuer die Anwendung auf die Brennelemente der russischen WWER-Reaktoren entwickelten Korrelationen in der Lage sind, die Ergebnisse des Siemens/KWU-37-Stabbuendels wiederzugeben. (orig./GL)SIGLEAvailable from TIB Hannover: H93B2977 / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman