Thermohydraulische Versuchsanlage
Teilchen, Kerne und Felder
Zusammenfassung der Projektergebnisse
Durch den hohen Druck- und Temperaturbereich, den das Großgerät mit R134a fahren kann, sind einige Phänomene in thermohydraulische Strömungen untersucht worden. In den ersten Untersuchungen mit der Anlage wurden mit verschiedenen Strömungsformen die ersten Kenntnisse mit einem einfach beheizten Rohr geschaffen. Aus den daraus gewonnen Grundlagen und Erfahrungen sollen später Versuche in komplizierten Geometrien mit der Anlage gefahren werden: 1.: Wärmeübergange mit überkritischen R134a vom 1,04 bis 1,35 fachen des kritischen Druckes wurden untersucht. In der Literatur gibt es keine Testreihe, die eine solche Spanne an Parametervariationen abdeckt, zu finden. Durch den stabilen und gut geregelten Betrieb der Anlage wurde nicht nur der Einfluss des Druckes auf den Wärmeübergang untersucht, sondern auch den Einfluss von Massenstrom, Wärmestromdichte und der Fluidtemperatur am Eingang der Teststrecke. Alle Parameter zeigten den schon aus der Literatur bekannten Einfluss auf den Wärmeübergang. Die Eingangsfluidtemperatur hingegen wurde bisher noch nie so genau untersucht. Es wurde eine riesige Datenbasis mit insgesamt 47300 gemessenen Datenpunkte aufgestellt. Zusätzlich konnten die Einflüsse der einzelnen Parameter aufgrund der vielen Daten im Detail untersucht werden. Es wurden weitere interessante Phänomen wie dynamische und statische Strömungsinstabilitäten entdeckt, die abhängig sind von Anlage und verschiedenen Strömungsparametern. 2.: Des Weiteren gab es noch Untersuchungen mit einer Heizunterbrechung. Hier wurde der Einfluss von verschiedenen Längen ohne Wärmestromdichte auf die Ausbildung der thermischen Grenzschicht und somit auf den Wärmeübergang beobachtet. 3.: Weitere Versuche, um die Siedekrise zu untersuchen, wurden durchgeführt. Bedingt durch die Auslegung der Anlage, konnten diese Versuche auch in einem weiten Druckbereich, vor allem sehr nahe am kritischen Druck und in einem weiten Massenstrombereich von 500 bis 4000 kg/m²s durchgeführt werden. Es wurde eine Datenbasis zur kritischen Wärmestromdichte (CHF) aufgestellt. 4.: Zusätzlich wurde eine neue Art von Temperaturmessung ausprobiert. Dabei handelt es sich um ein kontinuierliches Temperatursignal entlang einer optischen Faser, die in die Strömung eingebracht wurde. Das erlaubt die Fluidtemperatur im Rohr hochaufgelöst zu messen. Die Idee ist diese Messtechnik in späteren Projekten wie MOPOW II zu nutzen um eine kontinuierlicher Temperaturverlauf des Fluids zu messen. 5.: Außerdem wurde das Laser-Doppler-Anemometer der Anlage mit Hilfe einer Hochgeschwindigkeitskamera auf die Messfähigkeit von Tröpfchengeschwindigkeiten in einer Zwei-Phasen- Strömung getestet. Die aufgebaute Kompetenz soll für das Projekt MOPOW II genutzt werden. 6.: Zu Beginn des Projektes MOPOW II wurde eine große Untersuchung zum Wärmeübergang nach der Siedekrise durchgeführt. Durch die Anlage waren Versuche im vergleichbaren Druckbereich vom Siedewasserreaktor und dem Druckwasserreaktor mit verschieden Massenströmen, Wärmeströmen und Eingangstemperaturen möglich. Dadurch wurden über 2200 Punkte bei über 200 verschiedenen Parameterkombinationen gemessen. Es wurde der Wärmeübergang bestimmt, aber auch die Hysterese von Austrocknung und Wiederbenetzung der beheizten Fläche bezogen auf die anliegende Wärmestromdichte. Es wurde ein Hysterese-Effekt beobachtet, bei dem das Rohr bei höheren Temperaturen wieder benetzt wird, als es ausgetrocknet ist. Alle durch die Anlage ermöglichten oben genannten Daten für den Wärmeübergang wurden genutzt um Korrelationen und Modelle aus der Literatur zu validieren. Des Weiteren wurden die Daten genutzt, um Modelle zum Wärmeübergang bei überkritischen Drücken und des Wärmeübergangs nach der Siedekrise zu entwickeln. Da die Anlage R134a als Kältemittel nutzt, konnten auch Fluid-zu-Fluid Skalierungsmodelle aus der Literatur für die Bestimmung der Siedekrise und den Wärmeübergang bei überkritischen Drücken und nach der Siedekrise überprüft und teilweise bestätigt werden. Dafür sind Daten aus anderen Fluiden, wie zum Beispiel Wasser, notwendig.
Projektbezogene Publikationen (Auswahl)
- Research Challenges of Heat Transfer to Supercritical Fluids. Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science 4(1), 011003
Cheng, X., and Liu, X.J.
(Siehe online unter https://doi.org/10.1115/1.4037117) - Experimental Study on Critical Heat Flux (CHF) in a R134a Cooled Vertical Tube at High Pressures. NUTHOS-11: The 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety Gyeongju, Korea, October 9- 13, 2016. N11P1234
F. Feuerstein, P. Schindler, D. Klingel, X. Cheng
- Large-scale heat transfer experiments with supercricital R134a flowing upward in a circular tube, in atw - International Journal for Nuclear Power, February 2017, Vol. 62, S. 121 – 125
F. Feuerstein, A. Coelho Silva, D. Klingel, X. Cheng
- Analysis and modeling of post-dryout heat transfer in upward vertical flow. Annals of Nuclear Energy, 115, 186-194., 2018
Yu, D., Feuerstein, F., Koeckert, L., Cheng, X.
(Siehe online unter https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.01.026) - Consistency considerations on a large databank and wide range heat transfer prediction for supercritical water in circular tubes. Nuclear Engineering and Design 335, 178-185 (2018)
A.F. Badea, M. Zhao, X. Cheng, F. Feuerstein, Xiaojing Liu
(Siehe online unter https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.05.015) - Experimental Study of Post-Dryout Heat Transfer and Rewetting in an R-134a Cooled Vertical Tube at Comparable Water-Cooled Reactor Pressure Conditions. 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) Quingdao, China, October 14 - 18, 2018
L. Köckert, F. Feuerstein, D. Yu, D. Klingel, X. Cheng
- Heat Transfer Predictions for Supercritical Water Flowing in Different Geometries. 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) Qingdao, China, October 14-18, 2018
A.F. Badea, M. Zhao, X. Cheng
- Mechanistic prediction of post dryout heat transfer and rewetting. Kerntechnik 83 (2018) 3, Carl Hanser Verlag, München
Cheng, X., Feuerstein, F., Klingel, D., Yu, D.L.
(Siehe online unter https://doi.org/10.3139/124.110872)
