[논문]펌프 회전차의 관성모멘트 제공에 의한 KALIMER-600 원자로 풀 과도 성능 분석

한지웅; 어재혁; 이태호; 김성오

doi:10.3795/ksme-b.2009.33.6.418

펌프 회전차의 관성모멘트 제공에 의한 KALIMER-600 원자로 풀 과도 성능 분석
Transient Performance Analysis of the Reactor Pool in KALIMER-600 with an Inertia Moment of a Pump Flywheel 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. B. B, v.33 no.6 = no.285, 2009년, pp.418 - 426

한지웅 (한국원자력연구원) , 어재혁 (한국원자력연구원) , 이태호 (한국원자력연구원) , 김성오 (한국원자력연구원)

Abstract ▼ AI-Helper

The effect of an inertia moment of a pump flywheel on the thermal-hydraulic behaviors of the KALIMER-600(Korea Advanced LIquid MEtal Reactor) reactor pool during an early-phase of a loss of normal heat sink accident was investigated. The thermal-hydraulic analyses for a steady and a transient state were made by using the COMMIX-1AR/P code. In the present analysis a quarter of the reactor geometry was modeled in a cylindrical coordinate system, which includes a quarter of a reactor core and a UIS, a half of a DHX and a pump and a full IHX. In order to evaluate the effects of an inertia moment of the pump flywheel, a coastdown flow whose flow halving time amounts to 3.69 seconds was supplied to a natural circulation flow in the reactor vessel. Thermal-hydraulic behaviors in the reactor vessel were compared to those without the flywheel equipment. The numerical results showed a good agreement with the design values in a steady state. It was found that the inertia moment contributes to an increase in the circulation flow rate during the first 40 seconds, however to a decrease of it there after. It was also found that the flow stagnant region induced by a core exit overcooling decelerated the flow rate. The appearance of the first-peak temperature was delayed by the flow coastdown during the initial stages after a reactor trip.

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

따라서, 본 연구에서는 기존 연구에서 제안된 여러 가지 방안 중 펌프회전차에 의한 관성모멘트제공이 풀내부 열수력학적 특성에 미치는 영향에 대하여 원자로 열수력 성능 평가에 많이 사용되는 COMMIX^(4~6)코드를 활용한 다차원 해석을 수행하였다. 이로부터 KALIMER-600 원자로 풀내부 열유동 분포에 대한 정상운전해를 도출하였으며, 설계값과의 비교를 통하여 모델링의 타당성을 검토하였다.

가설 설정

과도운전 조건에서는 전술한 바와 같이 전원공급 및 IHX로의 열제거가 차단되고, 펌프회전차에 의한 유량공급은 50초 동안 지수함수형태로 감소한 후 소멸된다고 가정하였다. 이때 유량이 초기의 50%로 감소되는 시간을 의미하는 유량반감기는 3.
과도운전조건은 원자로에 전원공급이 중단되어 원자로 가동이 중단된 경우를 가정하였으며, 이와 관련된 주요 운전 조건은 다음과 같다.
4는 과도운전시 펌프회전차에 의해 공급되는 질량유량 및 노심 붕괴열에 의한 노심 열출력 변화율을 비교, 도시한 것이다. 관성유량곡선에 대해서는 원자로 정지후 50초 동안 유량이 공급되는 것을 가정하여 해당 관성모멘트로부터 산출⁽⁸⁾되었으며, 노심 붕괴열에 대해서는 참고문헌⁽⁹⁾에서 사용된 값을 과도계산조건으로 이용하였다.
본 계산에서는 원통좌표계를 기본으로 반경방향(x), θ방향(y), 축방향(z)으로 각각 31, 14, 39개의 비등간격 격자를 적용하였다. 축방향으로는 고온풀의 소듐 표면으로부터 노심 하단부인 Core Inlet Plenum 까지를 고려하였으며, 원자로 바닥의 굴곡면은 수평면으로 가정하여 모델링하였다. Inlet Plenum 하부로부터 원자로 바닥의 굴곡면으로 둘러싸인 영역은 환형의 다공판으로 둘러싸여 있기 때문에 유동 정체 영역이며, 체적도 전체 소듐 체적의 1.

제안 방법

1(b)에서는 수직단면에 서의 원자로풀 내부 구조를 관찰하기 위하여, 각각 Fig. 1(a) 의 IHX 중심(OA) 및 Pump 중심(OB)을 지나는 2개 단면에서의 기기 배치를 수직단면 중심선을 기준으로 좌측과 우측에 함께 비교, 도시하였다. 정상상태인 경우 펌프(①)를 통해 저온풀(⑤)로부터 유입된 소듐은 원자로 노심(Core Assembly,②)을 통과하면서 가열되어 고온풀(③)로 이동된다.
COMMIX-1AR/P를 사용하여 KALIMER-600 원자로 풀의 정상상태 해석 및 펌프회전차의 관성모멘트 제공에 따른 원자로 정지 초기 과도상태 해석을 수행한 결과 다음과 같은 결론을 도출하였다.
이때 펌프 모델은 코드 내장 모델(Homologous 펌프)을 사용하였다. IHX의 경우 IHX Shell 내부의 tube가 위치하는 각 격자마다 격자체적에 대한 유체체적의 비율로 표현되는 다공도⁽⁴⁾를 설정하여 내부 유효 체적을 모사하였다.
기존의 설계자료⁽²⁾를 바탕으로 계통내 주된 압력손실을 반영하기 위하여 참고문헌을 참조하여 노심, 펌프방출배관, IHX Shell, IHX 출구노즐에서의 다공성 계수 및 손실계수를 설정하였다. 이때 손실계수에 의한 압력손실(ΔP)은 식 (1)과 같은 형태의 상관식으로 계산되었다.
이로부터 KALIMER-600 원자로 풀내부 열유동 분포에 대한 정상운전해를 도출하였으며, 설계값과의 비교를 통하여 모델링의 타당성을 검토하였다. 또한 펌프회전차의 유무에 따른 과도 해석을 수행하여 풀내부의 소듐 냉각재 거동 특성 및 노심 냉각 특성에 대한 관성 모멘트 영향을 분석하였다.
본 연구에서는 COMMIX-1AR/P 코드를 사용하여 풀내부의 열유동 현상을 모사하였다. COMMIX-1AR/P 코드는 단상 유체의 유동 및 열전달 현상에 대하여 3차원 정상 및 과도 분석이 가능한 코드이다.
여기서, 노심 및 IHX tube를 통한 열발생량 및 열제거량은 노심 및 IHX shell 내부에 위치한 모든 격자에 대하여 단위체적당 열발생량 및 열제거량 모델을 설정하여 모사하였다. 한편, 본 계산에서 DHX를 통한 열손실은 고려하지 않았다.
이러한 노심 출구부분의 최고 온도 변화가 유동장에 미치는 영향을 다차원적으로 관찰하기 위하여 Fig. 10에 IHX가 위치한 수직 단면(J=8)에서의 펌프회전차 유무에 따른 원자로풀 내부 온도 및 속도분포를 비교하였다. 그림 중 UIS 하단의 점선부분은 노심 영역을 나타낸다.
코드를 활용한 다차원 해석을 수행하였다. 이로부터 KALIMER-600 원자로 풀내부 열유동 분포에 대한 정상운전해를 도출하였으며, 설계값과의 비교를 통하여 모델링의 타당성을 검토하였다. 또한 펌프회전차의 유무에 따른 과도 해석을 수행하여 풀내부의 소듐 냉각재 거동 특성 및 노심 냉각 특성에 대한 관성 모멘트 영향을 분석하였다.
1과 같다⁽⁷⁾. 이로부터 열전달 계수를 산출하여 구조물과 유체간의 대류 열전달을 계산하고, 각 구조물 내부에서의 온도분포는 1차원 열전도방정식으로부터 계산한다.
이에 대한 원인을 분석하기 위하여 식 (3)과 같이 유량 저감 속도에 대한 상대적인 노심 냉각 속도비로 정의된 RmfQ⁽³⁾를 도입하여 펌프회전차 유무에 따른 RmfQ를 비교하였다.
2(a)와 (b)에 펌프 및 IHX가 위치한 단면의 개략도 및 격자를 각각 도시하였다. 펌프의 경우 계산영역내 환형의 1/2 펌프 유입구 형상을 모사하기 위하여 3개의 격자에 3개의 펌프 모델을 각각 설정하였으며 유량비를 각각 1:2:1로 분배하였다. 이때 펌프 모델은 코드 내장 모델(Homologous 펌프)을 사용하였다.

이론/모형

펌프의 경우 계산영역내 환형의 1/2 펌프 유입구 형상을 모사하기 위하여 3개의 격자에 3개의 펌프 모델을 각각 설정하였으며 유량비를 각각 1:2:1로 분배하였다. 이때 펌프 모델은 코드 내장 모델(Homologous 펌프)을 사용하였다. IHX의 경우 IHX Shell 내부의 tube가 위치하는 각 격자마다 격자체적에 대한 유체체적의 비율로 표현되는 다공도⁽⁴⁾를 설정하여 내부 유효 체적을 모사하였다.

성능/효과

(1) COMMIX-1AR/P를 활용한 정상상태 원자로 풀내부 열유동 모델링을 수행하고 설계값과 비교 검토하여 정상운전 해석 결과의 타당성을 확인하였다.
(2) 펌프회전차의 관성모멘트에 의한 유량 공급으로 원자로 정지직후의 노심 온도 극대점은 사라진다.
(3) 펌프회전차에 의한 지속적인 노심 과냉각은 출구부근에 유동 정체 영역을 발달시켜 풀내부 자연순환유동을 저해시키고 결과적으로 펌프회전차 정지 이후 기간동안 노심 온도를 상승시키는데 기여한다. 그러나 이러한 정지 이후 기간의 노심 온도 상승은 관성유량의 적절한 제어를 통해 저감될 수 있을 것으로 기대된다.
11은 노심 영역을 제외한 원자로풀 내부를 고온풀(Hot Pool), IHX, 저온풀(Cold Pool)로 구분하여 펌프회전차 유무에 따른 각 부분의 평균온도를 비교, 도시한 것이다. Fig. 10에서 설명한 바와 같이 펌프회전차에 의해 원자로 정지 초기에 고온의 소듐이 활발히 순환되어 IHX 영역의 평균온도가 급격히 상승하고, 고온풀과 저온풀의 온도차가 빠르게 감소하는 등 풀내부의 유동 혼합이 펌프회전차가 없는 경우에 비해 상대적으로 활발하게 진행되는 것을 확인할 수 있다.
또한 노심을 통과하면서 가열된 소듐이 IHX Shell 내부를 통과하면서 저온풀에 가까워질수록 높이에 따라 온도가 점차 낮아지는 현상도 잘 표현되고 있다. Fig. 6와 Fig. 7의 정상상태 계산결과로 부터 COMMIX-1AR/P를 활용한 KALIMER 모델링이 물리적으로 타당하며, Fig. 3에 도시된 열평형도를 잘 만족시키는 것을 확인하였다.
5는 수렴한계를 결정하기 위하여 계산진행에 따른 residual 변화율을 비교, 도시한 것이다. 본 계산에서는 기존 결과⁽¹⁰⁾를 기본으로 완화계수(Relaxation Factor) 및 반복계산횟수 등의 최적화를 통해 정상운전조건에서의 수렴한계를 재검토한 결과 각 방향 속도성분 및 엔탈피에 대하여 최대값 대비 상대변화율이 5.0E-4 이하인 경우에 수렴조건을 만족한 것으로 결정하였으며, 과도운전조건에서도 동일한 수렴한계를 적용하였다.
계산 초기에 발생하는 노심 부근 소듐 최고 온도를 고려할 때 노심 피복제 온도 역시 설계 제한치인 650도 보다 낮을 것으로 예상되어 노심 최고 온도 측면에서는 펌프회전차 설치 유무에 관계없이 모두 만족시킬 것으로 예상된다. 비록 본 계산에서는 50초 동안의 관성유량에 의해 노심 냉각효과가 과도하게 지속되어 결과적으로 온도 극대점이 160초에 발생하였으나, 이러한 온도 극대점은 관성유량의 적절한 제어를 통해 저감될수 있을 것으로 사료된다.⁽³⁾

후속연구

(3) 그러나, 해당 연구에서는 풀내부를 여러 개의 구획 모델로 분할하여 해석을 수행하였기 때문에 전술한 설계인자 변경에 따른 풀내부의 다차원적 유동 현상을 종합적으로 관찰하는 데에는 한계가 있었다.
(3) 펌프회전차에 의한 지속적인 노심 과냉각은 출구부근에 유동 정체 영역을 발달시켜 풀내부 자연순환유동을 저해시키고 결과적으로 펌프회전차 정지 이후 기간동안 노심 온도를 상승시키는데 기여한다. 그러나 이러한 정지 이후 기간의 노심 온도 상승은 관성유량의 적절한 제어를 통해 저감될 수 있을 것으로 기대된다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	액체 금속로는 무엇을 냉각제로 쓰는가?	이와 관련하여 한국원자력연구원 에서도 KALIMER-600(Korea Advanced LIquid MEtal Reactor)에 대한 개념 설계안(2)을 제시하였다. 액체 금속로는 열전도율이 우수한 소듐을 냉각재로 활용하며, 노심 입출구의 평균온도가 각각 390℃ 및 545℃의 고온 조건에서 운전된다. 만일 전원공급 중단에 의해 원자로 열제거 계통이 정지되는 사고가 발생할 경우에도 노심에서의 핵연료 붕괴열에 의한 열발생은 지속된다.
	액체 금속로의 노심 입출구의 평균온도는?	이와 관련하여 한국원자력연구원 에서도 KALIMER-600(Korea Advanced LIquid MEtal Reactor)에 대한 개념 설계안(2)을 제시하였다. 액체 금속로는 열전도율이 우수한 소듐을 냉각재로 활용하며, 노심 입출구의 평균온도가 각각 390℃ 및 545℃의 고온 조건에서 운전된다. 만일 전원공급 중단에 의해 원자로 열제거 계통이 정지되는 사고가 발생할 경우에도 노심에서의 핵연료 붕괴열에 의한 열발생은 지속된다.

참고문헌 (10)

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상세보기
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상세보기
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상세보기
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용어 설명 출처 목록 (6)

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