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축소 APR+ 원자로 모형에서의 내부유동분포 수치해석
Numerical Analysis of Internal Flow Distribution in Scale-Down APR+ 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. B. B, v.37 no.9 = no.336, 2013년, pp.855 - 862  

이공희 (한국원자력안전기술원 안전해석평가실) ,  방영석 (한국원자력안전기술원 안전해석평가실) ,  우승웅 (한국원자력안전기술원 안전해석평가실) ,  김도형 (앤플럭스(주)) ,  강민구 (앤플럭스(주))

초록
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개방 노심 열적여유도 해석 코드에 입력으로 제공되는 APR+ (Advanced Power Reactor Plus)의 수력학적 특징을 결정하기 위해 일련의 1/5 축소 원자로 유동분포 시험이 수행되었다. 본 연구에서는 원자로 내부 유동 계산시 다공성 모델을 사용한 전산유체역학의 적용성을 평가하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX V.14를 사용하여 계산을 수행하였다. 결론적으로 본 연구에서 사용한 일부 원자로 내부 구조물에 대한 다공성 영역 처리방식을 통해 원자로 내부의 유동 특성을 정성적으로 적절히 파악할 수 있을 것으로 판단된다. 만일 충분한 계산 자원이 확보된 조건인 경우라면 노심 입구 상류에 위치한 원자로 내부 구조물의 실제 기하 형상을 고려함으로써 노심 입구 유량분포를 보다 정확하게 예측할 수 있을 것으로 예상된다.

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

A series of 1/5 scale-down reactor flow distribution tests had been conducted to determine the hydraulic characteristics of an APR+ (Advanced Power Reactor Plus), which were used as the input data for an open core thermal margin analysis code. In this study, to examine the applicability of computati...

주제어

#전산유체역학   #유동 상사성   #다공성 가정   #원자로 내부유동   #난류 유동  

AI 본문요약
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* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.

문제 정의

  • 본 연구에서는 축소 APR+ 원자로 내부 유동 계산시 다공성 모델을 사용한 전산유체역학의 적용성을 평가하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX V.14를 이용하여 계산을 수행하였으며, 다음과 같은 결론을 얻었다.
  • 시험조건은 펌프 4대 운전에 대한 대칭/비대칭 유량 조건과 펌프 3대 운전 조건으로 구성된다. 본 연구에서는 펌프 4대 운전에 대한 대칭 유량 조건에 대해서 계산을 수행하였다.

가설 설정

  • 축소 원자로 모형 유동분포 시험장치에 설치된 냉각재펌프 토출구 위치에서 저온관 1개당 135 kg/s의 유량을 입구 경계면에 수직한 방향으로 적용하였다. 또한 실험에서 난류 강도가 측정되지 않은 관계로 입구에서의 난류 강도를 5.0%로 가정하였다. 작동 유체로는 60℃의 물을 적용하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원자로 내부는 어떻게 구성되어 있는가? 원자로 내부는 연료집합체, 제어봉집합체, 노내 계측기, 내부 구조물 등으로 구성되어 있어 복잡한 열수력학적 특성이 존재한다. 이러한 복잡한 열수력학적 특성을 파악하기 위해 축소 원자로 모형에 대한 유동분포 시험 또는 전산유체역학을 이용한 계산이 수행되어 왔다.
실제 형상에서 발생하는 속도장 및 압력 강하를 고려하기 위해 적용할 수 있는 모델은? 실제 형상에서 발생하는 속도장 및 압력 강하를 고려하기 위해 다공성 영역에 기공률(porosity) 및 등방성(isotropic) 손실 모델을 적용하였다. 기공률은 유체 및 고체 구조물 영역을 포함하는 전체 체적에 대한 유체 영역 체적의 비로 정의되며, 다공성 영역에서 유동 가속에 영향을 미친다.
영광 3,4호기 원자로 대비 1/5 축소된 원자로 모형에 대한 유동분포 시험 결과는? Lee 등(1)은 ABB-CE사의 System 80과 영광 3,4호기의 상대적인 원자로 크기 차이가 원자로 내부의 유동 특성에 미치는 영향을 평가하기 위해 영광 3,4호기 원자로 대비 1/5 축소된 원자로 모형에 대한 유동분포 시험을 수행하였다. 시험 결과, 측정된 노심 입구 유량분포 및 노심 출구 압력분포는 ABB-CE사의 System 80과 유사하게 전체 노심 영역에 걸쳐 균일한 분포를 나타내었다. Euh 등(2)은 APR+ (Advanced Power Reactor Plus)의 수력학적 특징을 파악하기 위해 APR+ 원자로 대비 1/5 축소된 원자로 모형에 대한 유동분포 시험을 수행하였다.
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참고문헌 (12)

  1. Lee, K. B., Im, I. Y., Lee, B. J. and Kuh, J. E., 1991, "YGN 3&4 Reactor Flow Model Test," Journal of the Korean Nuclear Society, Vol. 23, pp. 340-351. 

  2. Euh, D. J., Kim, K. H., Youn, J. H., Bae, J. H., Chu, I. C., Kim, J. T., Kang, H. S., Choi, H. S., Lee, S. T. and Kwon, T. S., 2012, "A Flow and Pressure Distribution of APR+ Reactor Under the 4-Pump Running Conditions with a Balanced Flow Rate," Nuclear Engineering and Technology, Vol. 44, pp. 735-744. 

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  3. Rohde, U., Hohne, T., Kliem, S., Hemstrom, B., Scheuerer, M., Toppila, T., Aszodi, A., Boros, I., Farkas, I., Muhlbauer, P., Vyskocil, L., Klepac, J., Remis, J. and Duryi, T., 2007, "Fluid Mixing and Flow Distribution in a Primary Circuit of a Nuclear Pressurized Water Reactor-Validation of CFD Codes," Nuclear Engineering and Design, Vol. 237, pp. 1639-1655. 

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  4. Eom, T.K. and Lee, J.Y., 2012, "Visualization and 3D Numerical Analysis of the Circulation Flow of the Neutron Moderator in a Heavy-Water Nuclear Reactor," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. B, Vol. 36, pp. 189-196. 

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  5. ANSYS CFX, Version 14.0, ANSYS Inc. 

  6. APR+ Standard Safety Analysis Report, Korea Hydro & Nuclear Power Co, LTD. 

  7. Kwon, T.S., Kim, K. H., Chu, I.C. and Euh, D.J., 2012, "CFD Benchmark Calculation for the 1/5-Scale ACOP Core Flow Test," Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Gyeongju, Korea. 

  8. ANSYS CFX-Solver Modeling Guide, 2011, ANSYS Inc. 

  9. Menter, F., 2001, "CFD Best Practice Guidelines for CFD Code Validation for Reactor Safety Applications," ECORA CONTRACT $N^{\circ}$ FIKS-CT-2001-00154. 

  10. Bieder, U, Graffard, E., 2008, "Qualification of the CFD Code Trio_U for Full Scale Reactor Applications," Nuclear Engineering and Design, Vol. 238, pp. 671-679. 

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  11. Lee, B.J., Jang, H.C., Cheong, J.S., Baek S.J. and Park, Y.S., 2001, "A Review on the Regionalization Methodology for Core Inlet Flow Distribution Map," Journal of the Korean Nuclear Society, Vol. 33, pp. 441-456. 

  12. Lee, G.H., Bang, Y.S. and Woo, S.W., 2012, "Performance Assessment of Turbulence Models for the Prediction of Moderator Thermal Flow inside CANDU Calandria," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. B, Vol. 36, pp. 363-369. 

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