Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 6825

Review on Critical Heat Flux in Water Cooled Reactors

X. Cheng, U. Müller

Abstract
Intensive investigations on the critical heat flux (CHF) have been performed in the last several decades due to its importance in nuclear engineering. This paper presents a brief overview of experimental and theoretical studies on critical heat flux with the emphasis on nuclear engineering application. The review is restricted to CHF under the normal operating condition of different types of water cooled reactors. Experimental methods using geometry modelling as well as fluid modelling are described. Representative CHF data banks obtained in different flow channel geometries (tubes, rod bundles) and in different fluids (water, Freon-12) are presented. Methods for predicting CHF are reviewed for both tubes and rod bundles, ranging from empirical correlations, look-up tables and phenomenological models.

WISSENSSTAND ÜBER DIE KRITISCHE HEIZFLÄCHENBELASTUNG IN WASSERGEKÜHLTEN KERNREAKTOREN

Zusammenfassung
Umfangreiche Untersuchungen zur kritischen Heizflächenbelastung (KHB) wurden in den letzten Jahrzehnten durchgeführt, insbesondere für die Auslegung von wassergekühlten Kernreaktoren. Dieser Bericht gibt einen Überblick über die experimentellen und theoretischen Arbeiten zur kritischen Heizflächenbelastung und ihre Anwendung in der Kerntechnik. Experimentelle Methoden mit Modellgeometrien und Modellfluiden werden beschrieben. Wichtige Datenbanken für unterschiedliche Strömungskanäle (Kreisrohre, Stabbündel) und unterschiedliche Fluide (Wasser, Frigen-12) werden vorgestellt. Verschiedene Verfahren zur Vorhersage der KHB sowohl in Kreisrohrgeometrien als auch in Stabbündeln werden zusammengestellt und diskutiert.

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