Application of the Correlation Velocity Measurements for Hydrodynamic Investigations of Turbulent Coolant Flow in Nuclear Reactor Elements

Применение корреляционного метода определения скорости потока теплоносителя при исследованиях гидродинамики турбулентных потоков в элементах ядерных реакторов

Bibliographic entry

Application of the Correlation Velocity Measurements for Hydrodynamic Investigations of Turbulent Coolant Flow in Nuclear Reactor Elements = Применение корреляционного метода определения скорости потока теплоносителя при исследованиях гидродинамики турбулентных потоков в элементах ядерных реакторов / I. A. Konovalov [et al.] // Приборы и методы измерений : научно-технический журнал. – 2020. – Т. 11, № 3. – С. 196-203.

Abstract

The method of correlation measurement of the coolant flow rate, widely used for operational diagnostics of nuclear power plants, can be extensively used in research practice. The aim of this work was to apply a correlation method based on the conductometric measurement system with wire-mesh sensors for measuring a coolant flow rate. Insignificant concentration of a salt solution (NaCl or Na2SO4 ) creates a gradient of the conductivity in the flow, which is used as a passive scalar measured by the system. Authors used turbulent pulsations at the interface of two concurrent flows with identical velocities in a square channel as a signal source for the correlation method. The paper presents the methodology of the tests, test facility description, signalto- noise ratio estimation, the results of digital signal processing and comparison of the measured velocities in the model with the flowrate‒averaged velocity determined by the use of flowmeters. The measured velocity values give acceptable agreement for the turbulent flow modes. It was shown that the measurement accuracy drops sharply for low-Reynolds flows. The obtained results were used for flowrate measurements in core-imitator channels of the nuclear reactor test model. The presented paper is an approbation of this approach for its application as part of an test model of a nuclear reactor in order to determine the each duct flow rates in the channels of the core simulator using wire mesh sensors.

Abstract in another language

Корреляционный метод измерения расхода теплоносителя, широко применяемый для эксплуатационной диагностики ядерных энергетических установок, может находить широкое применение в том числе и в исследовательской практике. Целью данной работы являлась отработка корреляционного метода измерения расхода теплоносителя с применением кондуктометрических систем. В работе представлен вариант применения корреляционного метода для исследования турбулентных потоков на основе кондуктометрической измерительной системы ‒ пространственных кондуктометров сетчатой конструкции. В качестве пассивной примеси используется незначительная концентрация раствора соли (NaCl или Na2SO4 ), создающей градиент проводимости среды, регистрируемый кондуктометрической системой. В качестве переносимых возмущений в работе используются турбулентные пульсации на границе раздела двух спутных струй с одинаковыми скоростями в канале квадратного сечения. Представлена методика проведения исследований на лабораторном стенде, результаты оценки отношения сигнал‒шум измерительной системы, проведена обработка сигналов пространственных датчиков и сравнение измеренной скорости в модели со среднерасходной скоростью, определяемой с помощью показаний расходомеров стенда. Результаты измерений дают приемлемое согласие с показаниями штатных расходомеров для характерных турбулентных режимов течения (погрешность измерения скорости потока при помощи кондуктометров составляет менее 5 %). Показано, что точность измерений резко падает для потоков с низким числом Рейнольдса. Представленная работа является апробацией данного подхода для его применения в составе экспериментальной модели ядерного реактора с целью определения поканальных расходов в каналах имитатора активной зоны при помощи сетчатых кондуктометрических датчиков.