핵연료 다발의 설계는 핵연료 표면에서의 열속이 임계열속에 도달되지 않도록 이루어져야한다. 이를 위해서는 설계된 핵연료 다발에 대한 임계열속이 정화하고 신뢰성 있게 평가되는 것이 매우 중요하다. 그러나 현재 사용되고 있는 임계열속 상관식에 관한 쟁점 대상중의 하나는 원통튜브관에서 실험적으로 얻어진 임계열속 자료가 유효직경 형태의 변수와 적당한 보정인자를 사용하여 핵연료다발 부수로 분석에 사용되고 있다는 것인데, 이러한 방법은 임계열속 예측에 있어서 불확실도 요인으로 작용하고 있다. 유효직경은 유동단면적상의 국부적 유체 특성을 제대로 표현하지 못 할 뿐만 아니라 표면구배효과 등을 고려할 수 없다. 더구나 난류유동은 오목구배면에서 보다는 볼록구배면에서 더욱 두드러진다. 즉, 횡방향 볼록구배면이 오목구배면 보다 유동의 반경방향으로의 난류 형성에 영향이 훨씬 크게 나타나는데, 이는 정화한 핵연료 임계열속 평가에 있어서 볼록구배의 영향이 반드시 고려되어야 함을 암시하는 것이다. 본 논문에서는 횡방향 구배의 유동영향에 대하여 전반적으로 심도있게 고찰하고 임계열속에 대한 영향이 논의 되었으며, 이 영향을 정량화하기 위하여 고려되어야 할 유동 모델과 향후 연구 방향이 제시되었다.
Nuclear fuel bundles are designed such that the heat flux at a-fuel pin surface should not exceed the critical heat flux (CHF) during normal operation and anticipated transient. Therefore, evaluation of the CHF for fuel bundle is demanded in an exact and reliable manner. One of the major concerns with the current application of CHF correlations is that the CHF based on circular tubes is applied to the fuel bundle subchannel analysis, mainly in terms of the hydraulic diameter with correction factors which may result in a source of possibly large uncertainties in CHF prediction. The hydraulic diameter does not recognize the local properties of fluid nor such effect as the surface curvature; the turbulence action on the convex surface is much more pronounced than that on the concave surface. Even for the tube having concave curvature, the effect of tube diameter on CHF becomes important with decreasing diameter. These facts imply that the convex curvature effect is significant and crucial to the reliable CHF prediction. This paper reviews and discusses analytical and experimental aspects of effect of transverse convex curvature in incompressible turbulent flow and heat transfer, and on CHF. Flow models to quantify this effect are briefly mentioned and future works are recommended.
