증기의 응축으로 인해 발생하는 수격현상은 기존 원자력발전소에서 발생하였던 수격현상가운데 가장 큰 피해를 유발하고 발생빈도 또한 가장 높은 것으로 알려져 있으며 그 발생기구 가운데 가압경수로에서는 수평관내에서의 증기와 냉각수의 역류유동에 의한 것이 주류를 이루고 있는 것으로 보고되고 있다. 본 논문에서는 이러한 수평관내의 증기-냉각수 역류유동에 의한 수격현상에 대하여 발생필요조건을 확인하고 발생방지구역을 나타내는 안정도면을 작성하기 위해 관 길이의 영향을 중심으로 해석적으로 살펴 보았으며, 먼저 발생한계를 예측하기 위한 해석모델과 발생한계 ...
증기의 응축으로 인해 발생하는 수격현상은 기존 원자력발전소에서 발생하였던 수격현상가운데 가장 큰 피해를 유발하고 발생빈도 또한 가장 높은 것으로 알려져 있으며 그 발생기구 가운데 가압경수로에서는 수평관내에서의 증기와 냉각수의 역류유동에 의한 것이 주류를 이루고 있는 것으로 보고되고 있다. 본 논문에서는 이러한 수평관내의 증기-냉각수 역류유동에 의한 수격현상에 대하여 발생필요조건을 확인하고 발생방지구역을 나타내는 안정도면을 작성하기 위해 관 길이의 영향을 중심으로 해석적으로 살펴 보았으며, 먼저 발생한계를 예측하기 위한 해석모델과 발생한계 예측모델의 결과를 입력으로 하여 수격현상시 발생 압력을 예측하기 위한 단순화된 모델을 작성한 후 그 계산결과를 실제 원자력 발전소에서 발생하였던 수격현상사고와 비교하였다. 그 결과, 본 논문에서 사용한 접근방식으로써 긴 수평관내에서의 수격현상 발생한계 (상한 및 하한) 예측이 가능하였고, 발생방지에 필요한 임계유입유량을 관 길이 대 직경 의 비로 나타내는 간단한 관계식을 얻을 수 있었으며, 또한 수격현상의 재발을 방지하기 위한 몇 가지 보완조치를 확인할 수 있었다. 그러나 현재로는 원자력 발전소 운전범위에서의 증기-냉각수의 직접접촉 응축열전달현상은 완전히 이해되지 못한 상태이므로 본 해석결과의 전반적인 불확실성은 높을 것으로 판단되며, 따라서 응축에 의한 수격현상관련 실험과 실험결과를 실제 시설에 적용하기 위한 상사해석을 위시하여 이 분야에 대한 보다 집중적인 연구가 필요할 것으로 생각된다.
증기의 응축으로 인해 발생하는 수격현상은 기존 원자력발전소에서 발생하였던 수격현상가운데 가장 큰 피해를 유발하고 발생빈도 또한 가장 높은 것으로 알려져 있으며 그 발생기구 가운데 가압경수로에서는 수평관내에서의 증기와 냉각수의 역류유동에 의한 것이 주류를 이루고 있는 것으로 보고되고 있다. 본 논문에서는 이러한 수평관내의 증기-냉각수 역류유동에 의한 수격현상에 대하여 발생필요조건을 확인하고 발생방지구역을 나타내는 안정도면을 작성하기 위해 관 길이의 영향을 중심으로 해석적으로 살펴 보았으며, 먼저 발생한계를 예측하기 위한 해석모델과 발생한계 예측모델의 결과를 입력으로 하여 수격현상시 발생 압력을 예측하기 위한 단순화된 모델을 작성한 후 그 계산결과를 실제 원자력 발전소에서 발생하였던 수격현상사고와 비교하였다. 그 결과, 본 논문에서 사용한 접근방식으로써 긴 수평관내에서의 수격현상 발생한계 (상한 및 하한) 예측이 가능하였고, 발생방지에 필요한 임계유입유량을 관 길이 대 직경 의 비로 나타내는 간단한 관계식을 얻을 수 있었으며, 또한 수격현상의 재발을 방지하기 위한 몇 가지 보완조치를 확인할 수 있었다. 그러나 현재로는 원자력 발전소 운전범위에서의 증기-냉각수의 직접접촉 응축열전달현상은 완전히 이해되지 못한 상태이므로 본 해석결과의 전반적인 불확실성은 높을 것으로 판단되며, 따라서 응축에 의한 수격현상관련 실험과 실험결과를 실제 시설에 적용하기 위한 상사해석을 위시하여 이 분야에 대한 보다 집중적인 연구가 필요할 것으로 생각된다.
Condensation-induced water hammer (CIWH) is the most severe and has the highest frequency among the water hammer events occurred in nuclear power plants. Among mechanisms associated with this type of water hammer, the steam and water countercurrent flow in a horizontal pipe is known as the dominant ...
Condensation-induced water hammer (CIWH) is the most severe and has the highest frequency among the water hammer events occurred in nuclear power plants. Among mechanisms associated with this type of water hammer, the steam and water countercurrent flow in a horizontal pipe is known as the dominant mechanism in Pressurized Water Reactors. The CIWH due to steam-water counter-flow in a long horizontal pipe has been analytically investigated with emphasis on the effect of pipe length, in order to identify the conditions necessary to initiate a water hammer and to provide stability maps describing the zone of water hammer to be avoided with the combination of filling water flowrate and pipe length. Analytical models which can be used to predict the limiting boundaries, upper and lower one, of CIWH initiation have been developed and the calculation results have been compared with the data of an actual incident occurred previously in a nuclear power plant. From the approach used in this study, boundary estimates including simple relationships between critical inlet water flowrates and pipe length-to-diameter on the CIWH intiation in a long horizontal pipe could be made, and several corrective actions to prevent water hammer recurrence could be taken. However, because of the limited understanding of the direct-contact condensation phenomena in the typical range of nuclear power plant operation, it is likely that the overall uncertainty of the analysis results will be high. Therefore, further research on this area including scaling analysis is required.
Condensation-induced water hammer (CIWH) is the most severe and has the highest frequency among the water hammer events occurred in nuclear power plants. Among mechanisms associated with this type of water hammer, the steam and water countercurrent flow in a horizontal pipe is known as the dominant mechanism in Pressurized Water Reactors. The CIWH due to steam-water counter-flow in a long horizontal pipe has been analytically investigated with emphasis on the effect of pipe length, in order to identify the conditions necessary to initiate a water hammer and to provide stability maps describing the zone of water hammer to be avoided with the combination of filling water flowrate and pipe length. Analytical models which can be used to predict the limiting boundaries, upper and lower one, of CIWH initiation have been developed and the calculation results have been compared with the data of an actual incident occurred previously in a nuclear power plant. From the approach used in this study, boundary estimates including simple relationships between critical inlet water flowrates and pipe length-to-diameter on the CIWH intiation in a long horizontal pipe could be made, and several corrective actions to prevent water hammer recurrence could be taken. However, because of the limited understanding of the direct-contact condensation phenomena in the typical range of nuclear power plant operation, it is likely that the overall uncertainty of the analysis results will be high. Therefore, further research on this area including scaling analysis is required.
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