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[국내논문] 가압중수형 원자로의 중성자 감속재 순환 유동가시화와 삼차원 전산해석
Visualization and 3D Numerical Analysis of the Circulation Flow of the Neutron Moderator in a Heavy-Water Nuclear Reactor 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. B. B, v.36 no.2 = no.317, 2012년, pp.189 - 196  

엄태광 (한동대학교 기계제어공학부) ,  이재영 (한동대학교 기계제어공학부)

초록
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현 운행중인 중수로의 안전장치인 감속재는 원전사고시 최종 열침원의 역할을 감당한다. 감속재 연구 수행을 위해 CANDU6 의 축소화 모델인 HUKINS 는 최대출력 10kW 로, 칼란드리아 직경은 원모델의 1/8 에 해당하는 0.95m 이며 축방향 길이가 38.4mm 의 열원 88 개가 삽입되어 있다. HUKINS 내 감속재 유동패턴의 발생 여부를 판단하고자 화학처리기법을 활용하였고 그 결과 출력파워 약 7.7kW 에서 각입력유량을 4,7,11L/min 으로 유입시 감속재의 유동패턴이 부력기조유동, 혼합양상유동, 모멘텀 기조유동의 양상을 나타났다. 3 가지 유동패턴에 대해 육면체 격자를 기본으로 구성된 약 190 만개의 격자수 내에서 난류모델 $k{\varepsilon}$의 예측결과와 실험결과간에 유사성을 보임으로써 HUKINS 가 CANDU6 감속재 유동의 실험적 연구에 사용 가능함을 입증했다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

The heavy moderator acts as the ultimate heat-sink in an operating CANDU reactor. HUKINS has been developed to investigate moderator flow patterns. HUKINS consists of a 38.4-mm-thick cylindrical shell with a 0.95 m inner diameter and 88 sus-tubes that produce a total heat of 10 kW. A chemical visual...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 전기 히터의 제작과정에서 발생하는 히터 각각의 소모 전력량 차이는 실험장치 내부의 열적 불균등을 생성하여 정확한 실증실험을 어렵게 한다. 따라서 본 연구에서는 실험장치 내부의 균일한 열원 공급을 위한 열원 제어기를 설계 제작하였다. Table 1 은 CANDU6 의 축소화모델인 HUKINS 주요 실험장치의 규격을 나타낸다.
  • 이는 감속재의 진행과 모양에 대한 이미지 처리가 일정한 시간 간격에 따라 이루어지면, 감속 재의 변화 추이를 통해 각 유동의 상대적 속도 차이를 알 수 있고 유입되는 감속재가 칼란드리아 내부의 온도 보다 낮으므로 감속재 유입 시 감속 재의 진행방향과 모양에 따라 각 유동 패턴의 온도 분포도 어느 정도 예상이 가능하기 때문이다. 실증실험과 전산해석간 결과 비교 시 전산해석결과의 건전성 판단과 각 유동의 특성을 분석하는 자료로 활용하고자 한다.
  • 이에 본 연구에서는 기존 CANDU-6 의 칼란드 리아를 1/8 로 축소화한 실험장치인 HUKINS 에서 유동장의 가시화를 위한 실험을 수행하였다. 가시 화는 BTB 용액과 수산화나트륨 수용액의 상호작용을 이용한 화학적 방법을 사용하여 시간에 따른 주입유량의 전파과정을 기록하였다.

가설 설정

  • HUKINS 내 해석 유체의 작동 유체는 단일상로 비압축성 유체며 유체와 히터간의 열교환 모사는 열에너지로 설정하다. 칼란드리아 내 주요 힘이 부력과 모멘텀이므로 부력은 온도 함수로 구현되는 Boussinesq 가정을 적용하였고 입력노즐에서 나오는 모멘텀은 중간세기의 난류를 설정하였다. 해석 설정 시 높은 해상도를 적용하여 해석을 수행하였고 해석결과의 RMS 는 열전달 관련 항목을 제외하고 유동 및 난류 항목은 10-4 이하로 수렴 하여 해석의 건전성을 확인했다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
우리나라의 원전 개발정책은 어떠한 체계를 유지하고 있는가? 우리나라의 원전 개발정책은 경수로형 원자로를 주원자로로 하고 중수형 원자로(CANDU)를 보조로형으로 하는 혼합로형 발전체계를 유지하고 있다. CANDU 원자로의 특징은 수평형 배관에서의 냉각재 유동과 감속재의 경우 수평형 원통의 형상을 갖고 있고, 현재 국내에서 안전해석용 최적열 수력코드는 경수로기반의 해석체계를 갖고 있다.
경수로의 해석 코드를 그대로 사용하기에 중수로의 구조적 차이로 인하여 여러 가지 한계와 모순을 동반하는 이유는? 따라서, 경수로의 해석 코드를 그대로 사용하기에는 중수로의 구조적 차이로 인하여 여러 가지 한계와 모순을 동반한다. 이는 수평유동 위주의 중수로에서는 중력효과가 적게 발현하여 미세한 힘의 균형에 의한 영향이 두드러지는 현상을 가지고 있기 때문이다. 따라서 3 차원적 해석에 적합한 기존의 CFD 코드는 중수로형 계통에 적용을 위해 해석모델 및 노드화 방법론에 대한 많은 고찰과 경험이 필요하다.
CANDU 원자로의 특징은? 우리나라의 원전 개발정책은 경수로형 원자로를 주원자로로 하고 중수형 원자로(CANDU)를 보조로형으로 하는 혼합로형 발전체계를 유지하고 있다. CANDU 원자로의 특징은 수평형 배관에서의 냉각재 유동과 감속재의 경우 수평형 원통의 형상을 갖고 있고, 현재 국내에서 안전해석용 최적열 수력코드는 경수로기반의 해석체계를 갖고 있다. 따라서, 경수로의 해석 코드를 그대로 사용하기에는 중수로의 구조적 차이로 인하여 여러 가지 한계와 모순을 동반한다.
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참고문헌 (8)

  1. Koroyannakis, D., Hepworth, R.D. and Hendrie, G., 1983, "An Experimental Study of Combined Natural and Forced Convection Flow in a Cylindrical Tank," TDVI-382, AECL. 

  2. Fortman, R.A. and Hadaller, G.I., 1990, "Moderator Temperature Distribution Experiments, Modified Inlet Port Tests: Results and Comparison," COG R&D Commercial, Nov. 

  3. Hadaller, G. I. and Fortman, R. A., 1990, "Moderator Temperature Distribution Experiments, Phase 1: Unobstructed and Obstructed; Adiabatic and Diabatic with Resistance Heating," COG R&D Commercial, Mach. 

  4. Hadaller, G. I. and Fortman, R. A., 1990, "Moderator Temperature Distribution Experiments, Phase 2: Obstructed Diabatic Tests with Electrolytic and Resistance Heating," COG R&D Commercial, June. 

  5. Khartabil, H.F., Inch, W.W., Szymanski, J., Novog, D., Tavasoli, V. and Mackinon, J., 2002. "Three dimensional moderator circulation experimental program for validation of CFD code MODTURC_CLAS," In 21st CNS Nuclear Simulation Symposium, Ottawa, Canada. 

  6. Lee, J.Y., Kim, M.W. and Kim, N.S., 2006, "Design of the 1/8 Scaled HUKINS Based on the Scaling Laws for the Experimental Investigation of Thermal-Hydraulic Effect of CANDU-6 Moderator," Trans. Of the KSME B, Vol. 30, No. 9, pp. 825-833. 

  7. Yoon, C., Rhee, B.W. and Min, B.J., 2002, "Validation of a CFD Analysis Model for Predicting CANDU-6 Moderator Temperature Against SPEL Experiments," Proceedings of ICONE10, April 14-18, Virginia, USA. 

  8. Kim, M., Yu, S.-O. and Kim, H.-J., 2006, "Analyses on Fluid Flow and Heat Transfer Inside Calandria vessel of CANDU-6 using CFD," Nuclear Engineering and Design 236, pp. 1155-1164. 

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