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수치해석을 이용한 마스트집합체 내 핵연료 집합체의 열수력적 안전성 연구
Numerical study on the thermal-hydraulic safety of the fuel assembly in the Mast assembly 원문보기

에너지공학 = Journal of energy engineering, v.24 no.1, 2015년, pp.149 - 163  

김영수 (부산대학교 기계공학부 원자력시스템 전공) ,  윤병조 (부산대학교 기계공학부 원자력시스템 전공) ,  김휘융 (부산대학교 기계공학부 원자력시스템 전공) ,  전재영 ((주) 파워엠엔씨)

초록
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본 연구에서는 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석코드를 사용하여 마스트집합체의 열수력적 안전성에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위해 자연대류 벤치마크 문제를 선정하여 CFD 코드의 물리모델을 선정 및 해석 능력을 검증하고 이를 이용하여 마스트집합체에 대한 자연대류 열전달 해석을 수행하였다. 본 연구에서는 Betts et al.의 사각 수직공동에서 난류 자연대류 실험결과를 대상으로 CFD 해석을 수행하여 자연대류 조건에 적용하기 위한 난류 모델로 표준 $k-{\omega}$ 모델을 선정하였다. 이렇게 도출된 난류모델을 CFD코드에 적용하여 Bates et al.에 의해 수행된 PNL(Pacific Northwest Laboratory)의 $2{\times}6$ 번들 실험과 이에 대한 Kwon et al.의 MATRA, Fluent 코드의 해석과 비교 계산을 수행하여 CFD코드의 부수로조건 자연대류 열전달 해석 능력을 검증하였다. 최종적으로 도출된 $k-{\omega}$ 난류 모델을 사용하여 마스트집합체 및 핵연료 집합체에 대한 자연대류 해석을 수행하였다. 해석 결과 수조 내부 및 부수로 내에서 안정적인 자연대류 유동이 발생함을 확인하였으며, 본 유동 조건에서 핵비등이탈비를 계산함으로써 열수력적 안전성을 정량적으로 평가하였다.

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

In this study, we conducted study on the confirmation of thermal-hydraulic safety for Mast assembly with Computational Fluid Dynamics(CFD) analysis. Before performing the natural convection analysis for the Mast assembly by using CFD code, we validated the CFD code against two benchmark natural conv...

주제어

#마스트집합체   #핵연료 집합체   #전산유체역학   #자연대류   #핵비등이탈비율  

질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
핵연료 안전성을 평가하기 위해 CFD로 무엇을 구하였는가? 02.으로 상세 열전달 해석을 수행하여 마스트집합체 및 사용후 핵연료가 잠긴 수조 내부에서1) 핵연료 냉각을 위한 안정적인 자연대류 발생유무를 확인하고2) 자연대류 유동조건에서 핵비등이탈비율(DNBR-Departure from Nucleate Boiling Ratio)[3]을 계산하여 핵연료의 열수력적 안전성을 정량화하고자 하였다.
핵연료 교체는 어떻게 수행되는가? 국내 가동 중인 원자력 발전소는 통상 18개월 주기로 전체 노심의 1/3에 해당하는 핵연료를 연소도에 따라 교체한다. 핵연료 교체는 원자로를 저온 정지 시킨 후 핵연료 취급계통(fuel handling system)으로 원자로 노심 내에 설치된 핵연료 번들을 제거하고 새로운 핵연료를 설치함으로써 완료된다. 핵연료 취급계통은 Fig.
국내 원자력 발전소에서 핵연료는 언제 교체하는가? 국내 가동 중인 원자력 발전소는 통상 18개월 주기로 전체 노심의 1/3에 해당하는 핵연료를 연소도에 따라 교체한다. 핵연료 교체는 원자로를 저온 정지 시킨 후 핵연료 취급계통(fuel handling system)으로 원자로 노심 내에 설치된 핵연료 번들을 제거하고 새로운 핵연료를 설치함으로써 완료된다.
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참고문헌 (13)

  1. POWER MnC Co., Ltd, "핵연료 재장전용 마스터 집합체 및 통합이송계통 개발", p.34, (2010) 

  2. S.H. Ryu, "Cooling and purification system for spent fuel storage", Safety Review Guidelines for Light Water Reactors, Chap.9.1.3, 9-10 (2009) 

  3. John R. Lamarsh, and Anthony J. Baratta, "Introduction to Nuclear Engineering Third Edition", Peason, p. 451 (2012) 

  4. Betts, P. L., and I. H. Bokhari. "Experiments on turbulent natural convection in an enclosed tall cavity." International Journal of Heat and Fluid Flow, 21.6, 675-683 (2000) 

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  5. Lien, F. S., W. L. Chen, and M. A. Leschziner. "Low-Reynolds-number eddy-viscosity modelling based on non-linear stress-strain/vorticity relations." Engineering turbulence modelling and experiments, 3, 91-100 (1996) 

  6. CD-adapco, 2014, "Using K-Epsilon Turbulence", STAR-CCM+ User guide 9.02, 3392-3396 

  7. Versteeg, Henk Kaarle, and Weeratunge Malalasekera. An introduction to computational fluid dynamics: the finite volume method. Pearson Education, (2007) 

  8. Wilcox, David C. Turbulence modeling for CFD. Vol. 2. La Canada, CA: DCW industries, (1998) 

  9. Hyuk Kwon, et. al., "Computations of Transient Natural Circulation on PNL 2 by 6 Test Bundle Experiments." KAERI(Korea Atomic Energy Reserach Instititute) 

  10. J. M. Bates, E. U. Khan, Investigation of combined free and forced convection in a 2 x 6 rod bundle during controlled flow transients, PNL-3135, Richland, Washington, Pacific Northwest Laboratory, (1980) 

  11. Neil E. Todreas and Mujid S. Kazimi, 1990, Nuclear Systems 1, Taylor & Francis, New York, 66-67 

  12. Neil E. Todreas and Mujid S. Kazimi, 1990, Nuclear Systems 1, Taylor & Francis, New York, 19-27 

  13. Groeneveld, D.C., Leung, L. K. H., Kirillov, P. I., Bobkov, V. P., Smogalev, I. P., Vinogradov, V. N., Huang, X. C., and Royer, E. "The 1995 look-up table for critical heat flux in tubes, Nucl. Eng. Design, 163, 1-23 (1996) 

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