Experimental Study of Choking Flow of Water at Supercritical Conditions

Les prochaines générations de réacteurs nucléaires vont opérer avec un fluide de refroidissement dont la pression sera près de 25 MPa et dont la température de sortie sera de 500°C à 625°C, selon le type de réacteur. En conséquence, l'enthalpie du flux de sortie de ces futurs réacteurs à eau supercritique, SCWR, «Supercritical Water-Cooled Reactors» sera beaucoup plus élevée que celle des réacteurs actuels. Cela permettra à l'efficacité des centrales nucléaires de passer d'environ 30-33% aujourd'hui jusqu'à 48%. Cependant, le comportement thermo-hydraulique de l'eau supercritique n'est pas encore bien compris sous de telles conditions d'écoulement, notamment en ce qui concerne par exemple les chutes de pression, la convection forcée, la détérioration du transfert de chaleur et le flux massique critique. Jusqu'à maintenant, seul un nombre très limité de recherches ont été effectuées utilisant des fluides en conditions supercritiques. De plus, ces recherches n'ont pas été effectuées dans des conditions représentatives des SCWR. Aussi, les données existantes au sujet du flux massique critique ont été recueillies lors d'expériences dont la pression de décharge était celle de l'atmosphère ambiante, et dans la plupart des cas en utilisant des fluides autres que l'eau. Il est à noter que la compréhension de l'écoulement critique des fluides supercritiques est essentielle pour effectuer les analyses de sûreté des futurs réacteurs nucléaires et pour concevoir leurs principaux composants mécaniques, par exemple, les valves de contrôle et les vannes de sûreté. Ainsi donc, une installation d'eau supercritique a été construite à l'École Polytechnique de Montréal pour effectuer des recherches sur le débit critique. Ce montage expérimental consiste en deux boucles fonctionnant en parallèle, servant à déterminer les conditions d'écoulement qui déclenchent le débit critique de l'eau supercritique. Cette installation est également en mesure d'effectuer des expériences de transfert de chaleur et de perte de pression utilisant de l'eau en conditions supercritiques. Dans cette thèse, seront présentés les résultats obtenus grâce à cette installation avec l'utilisation d'une section d'essais munie d'un orifice de 1 mm de diamètre interne et de 3,17 mm de longueur, et dont les rebords sont acérés. Ainsi, 545 points de données de flux massique critique ont été obtenus en conditions supercritiques, pour des pressions d'écoulement allant de 22,1 MPa à 32,1MPa, et à des températures d'écoulement allant de 50°C à 502°C, et ce pour des pressions de décharges 0,1 MPa à 3,6 MPa.

Abstract

Future nuclear reactors will operate at a coolant pressure close to 25 MPa and at outlet temperatures ranging from 500oC to 625°C. As a result, the outlet flow enthalpy in future Supercritical Water-Cooled Reactors (SCWR) will be much higher than those of actual ones which can increase overall nuclear plant efficiencies up to 48%. However, under such flow conditions, the thermal-hydraulic behavior of supercritical water is not fully known, e.g., pressure drop, forced convection and heat transfer deterioration, critical and blowdown flow rate, etc. Up to now, only a very limited number of studies have been performed under supercritical conditions. Moreover, these studies are conducted at conditions that are not representative of future SCWRs. In addition, existing choked flow data have been collected from experiments at atmospheric discharge pressure conditions and in most cases by using working fluids different than water which constrain researchers to analyze the data correctly. In particular, the knowledge of critical (choked) discharge of supercritical fluids is mandatory to perform nuclear reactor safety analyses and to design key mechanical components (e.g., control and safety relief valves, etc.). Hence, an experimental supercritical water facility has been built at École Polytechnique de Montréal which allows researchers to perform choking flow experiments under supercritical conditions. The facility can also be used to carry out heat transfer and pressure drop experiments under supercritical conditions. In this thesis, we present the results obtained at this facility using a test section that contains a 1 mm inside diameter, 3.17 mm long orifice plate with sharp edges. Thus, 545 choking flow of water data points are obtained under supercritical conditions for flow pressures ranging from 22.1 MPa to 32.1 MPa, flow temperatures ranging from 50°C to 502°C and for discharge pressures from 0.1 MPa to 3.6 MPa. Obtained data are compared with the data given in the literature including those collected with fluids other than water. It is also important to mention that present models used to predict supercritical choking flows have been developed for fluids under subcritical conditions. Even though none of these models were developed to handle the expansion of supercritical fluids, we tested some of the models (Homogenous Equilibrium Model, Modified-Homogeneous Equilibrium Model and Bernoulli equation) under supercritical conditions and compared their predictions with our data and those of other researchers, available in the literature. In addition, a simple polytropic model is proposed to estimate the critical flow rate of water.