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일체형 원자로의 공랭식 열교환기 개념 연구
A Conceptual Study of an Air-cooled Heat Exchanger for an Integral Reactor 원문보기

한국유체기계학회 논문집 = The KSFM journal of fluid machinery, v.19 no.2, 2016년, pp.49 - 54  

문주형 (한국원자력연구원) ,  김우식 (한국원자력연구원) ,  김영인 (한국원자력연구원) ,  김명준 (한국원자력연구원) ,  이희준 (국민대학교)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

A conceptual study of an air-cooled heat exchanger is conducted to achieve the long-term passive cooling of an integral reactor. A newly designed air-cooled heat exchanger is introduced in the present study and preliminary thermal sizing is demonstrated. This study mainly focuses on feasibility of a...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 본 연구의 목적은 피동잔열제거계통의 장기간 냉각을 실현시키기 위하여 비상냉각탱크 상단에 설치될 공랭식 열교환기의 열적 크기를 예비적으로 산정하는 데에 있다. 장기간 운전을 위해 제거되어야 하는 열부하 조건을 만족시키기에 충분한 열교환기 전열관의 길이 및 개수, 그리고 굴뚝의 높이 등이 계산될 것이다.

가설 설정

  • 본 연구에서 사용될 열교환기는 단일 전열관 통로와 단일 원통 통로를 지닌 수직형 원통다관식(shelland-tube) 열교환기이며, 관의 직경, 피치, 길이 등은 Table 1에 도시되어 있다. 관의 오염은 무시되었으며, 관 벽에서의 열전도도는 13 W/m‧K로 가정되었다.
  • 외부 공기는 수직다발로 구성된 전열관의 하부로 진입하여 증기와 열교환을 하고 수직 굴뚝을 빠져나온다. 포화증기는 110℃, 외부 공기는 40℃로 일정하다고 가정되었다. 전열관 내부를 흐르는 공기의 물성치는 관 입구 및 출구 온도의 평균값을 적용하였으며, 굴뚝 내부에서의 열전달 및 마찰손실은 무시하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
피동잔열제거계통은 어떤 기능을 담당하는가? 피동안전계통의 하나인 피동잔열제거계통(PRHRS)은 오직 자연 순환만을 이용하여 노심에 남아 있는 잔열과 원자로냉각재계통(RCS)의 현열을 제거하는 기능을 담당한다. 피동잔열제거계통은 총 4계열로 구비되어 있으며, Fig.
비상냉각탱크의 수위가 일정하게 유지되어야 하는 이유는 무엇인가? 응축열교환기는 비상냉각탱크의 물 속에 잠겨있으며, 이 물은 노심의 잔열 및 현열을 제거하는 최종열침원 역할을 한다. 비상냉각탱크는 대기압 설비로, 탱크 상단이 외부 대기에 개방되어 있기때문에 자유수면에서 증발로 인한 탱크 수위 감소가 예상된다. 탱크 수위가 감소되면, 응축열교환기가 대기에 노출되어 열교환기의 성능이 심각하게 저하될 우려가 있다. 그러므로 피동잔열제거계통의 운전기간을 설계기준사고 대비 기준보다 훨씬 크게 증진시키기 위해서는 능동 계통인 보조급수계통을 이용하여 비상냉각탱크의 수위가 일정하게 유지될 수 있도록, 보충수의 주기적인 공급이 필요하다.
피동안전계통은 어떤 기능을 수행하는가? 후쿠시마 사고 이후, 원자로의 안전성 향상을 위한 다양한 논의가 활발히 진행되고 있으며, 특히 피동안전계통에 대한 관심이 매우 높아지고 있다. 피동안전계통(PSS)은 설계기준사고 발생 시, 어떠한 능동 수단이나 운전원의 개입을 배제한 채, 사고 후 최소 72시간 동안 원자로를 안전한 상태로유지시켜주는 기능을 수행한다.
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참고문헌 (6)

  1. Y. I. Kim, K. K. Kim, Y. M. Bae, J. H. Yoon, J. J. Ha, W. J. Lee, and T. W. Kim, 2013, "Cooling system of emergency cooling tank and nuclear power plant having the same," Korea Patent Application No.10-2013-0052051. 

  2. American Nuclear Society, ANS-5 Standards Subcommittee, 1971, "Proposed ANS standard decay energy release rates following shutdown of uranium fueled thermal reactors". 

  3. Gnielinski, V., 1976, "New equations for heat and mass transfer in turbulent pipe and channel flow," Int. Chem. Eng., 16, pp. 359-368. 

  4. Collier, J. G. and Thome, J. R., 1994, Convective Boiling and Condensation, Oxford University Press, Oxford. 

  5. McAdams, W. H., Woods, W. K., and Heroman, L. C., 1942, "Vaporization inside horizontal tubes - II - Benzene-oil mixtures," Trans. ASME, 64, pp. 193-200. 

  6. Shah, M. M., 1979, "A general correlation for heat transfer during film condensation inside pipes," Int. J. Heat Mass Transfer, 22, pp. 547-556. 

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