초록 ▼

• 피동형 열전달 장치인 히트파이프의 기능과 제어봉을 결합한 하이브리드 제어봉을 기반으로 노심 삽입 이후 원자로 정지와 동시에 발생하는 잔열을 제거하는 피동 노내 잔열제거계통을 제안함으로써 원전의 피동 안전성을 증진시키고자 함.
• 기존 원전에 설치된 제어봉 및 관련 설비/계통의 설계 정보에 대한 자료 조사를 통하여 DB를 구축하고, 이에 기초하여 제어봉과 히트파이프의 기능을 결합한 하이브리드 제어봉을 설계함.
• 하이브리드 제어봉 구동 메커니즘으로 유압식 제어봉 구동 메커니즘을 채택하여 하이브리드 제어봉 기반 피동 노내

• 피동형 열전달 장치인 히트파이프의 기능과 제어봉을 결합한 하이브리드 제어봉을 기반으로 노심 삽입 이후 원자로 정지와 동시에 발생하는 잔열을 제거하는 피동 노내 잔열제거계통을 제안함으로써 원전의 피동 안전성을 증진시키고자 함.
• 기존 원전에 설치된 제어봉 및 관련 설비/계통의 설계 정보에 대한 자료 조사를 통하여 DB를 구축하고, 이에 기초하여 제어봉과 히트파이프의 기능을 결합한 하이브리드 제어봉을 설계함.
• 하이브리드 제어봉 구동 메커니즘으로 유압식 제어봉 구동 메커니즘을 채택하여 하이브리드 제어봉 기반 피동 노내 잔열제거계통의 피동성을 증진시켰음. 실험적 성능 평가를 통하여 유압식 제어봉 구동 메커니즘의 실현 가능성을 분석함.
• 가동중 원전에 적용된 피동 잔열제거계통 조사를 통하여 DB를 구축하고, 기존 계통과 상호보완 가능하도록 하이브리드 제어봉에 기반한 피동 노내 잔열제거계통을 설계함.
• 실험적 관찰, CFD 해석, 계통안전해석코드를 활용한 열적 성능 평가를 통하여 조건 별 하이브리드 제어봉 피동 노내 잔열제거계통의 열제거량을 정량적으로 평가함.
• 히트파이프 적용가능성 평가 및 성능 예측을 위한 축소법칙 개발 및 CFD 해석을 통하여 히트파이프의 성능과 작동 한계에 대한 무차원 척도화 핵심변수를 선정하고 이에 대한 변수 민감도 분석을 수행함.
• 무차원 변수에 대한 히트파이프 실증 실험을 수행하여 척도화 법칙을 개발하고 실제 척도에서의 히트파이프 성능 및 작동 제한 현상을 평가할 수 있는 CFD 해석 및 실증 실험을 수행하여 히트파이프 적용 효과가 정량적으로 평가됨.
• SBO 및 SBLOCA 설계기준 사고 시 원전 안전에 대한 영향성 분석을 위한 결정론적, 확률론적 안전해석을 통하여 하이브리드 제어봉 기반 피동 노내잔열제거계통은 가압경수로의 노심 용융 빈도(CDF)를 저감시키고 노심 가열 지연을 통한 운전원 대처시간 향상 및 최대피복재온도(PCT) 안전여유도를 확보하는 결과를 도출함.
(출처: 보고서 요약서 3p)

Abstract ▼

IV. Results of the Study
1. Design of Hybrid Control Rod and Passive IN-core Cooling System
■ Design of Hybrid Control Rod
• Constructed database about design information for existing control rod by literature survey. Designed the hybrid control rod which can operate as heat pipe and contro

IV. Results of the Study
1. Design of Hybrid Control Rod and Passive IN-core Cooling System
■ Design of Hybrid Control Rod
• Constructed database about design information for existing control rod by literature survey. Designed the hybrid control rod which can operate as heat pipe and control rod based on the constructed database. Prepared the fundamental for performance analysis about hybrid control rod using CFD and experiment.

■ Design of Passive IN-core Cooling System
• Designed main components in passive in-core coolin system. Deducted the residual heat removal path and drawing about the system by securing the space for heat sink and ultimate heat sink above reactor pressure vessel with application of the hydraulic control rod drive mechanism.
• Confirmed the design for passive residual heat removal through passive in-core cooling system by design of temperature, pressure, flow rate, size of the heat sink, number of tubes for natural circulation in the system. Sensitivity analysis according to number of tubes for natural circulation and hydrostatic pressure head between ultimate heat sink at the external of containment building and primary heat sink.

2. Performance Evaluation of Hybrid Control rod
■ Effect of Neutron Absorber on the Thermal Performance of Heat Pipe
• Geometry of the hybrid control rod is different with concentric heat pipe and annular heat pipe studied in the past because it includes the neutron absorber in evaporator section. Thus, the effect of neutron absorber on the thermal performance and operation limit of hybrid control rod was experimentally studied. For the enhancement of operation limit of the hybrid control rod, effect of the working fluid fill ratio on the operation limit was also studied.

■ Experimental Study on Thermal Performance of Pressurized Hybrid Control Rod
• Thermal performance of hybrid control rod in high pressure condition was experimentally studied for the development of hybrid control rod operating at high pressure and temperature condition of nuclear reactor. Pressure effect on the thermal performance of hybrid control rod was studied. Model about operation limit of hybrid control rod was developed by modifying the existing correlation about operation limit of the heat pipe based on experimental results.

■ Analysis on the Performance of Hybrid Control Rod Using CFD
• CFD analysis was performed to evaluate thermal performance of hybrid control rod in high pressure/high temperature reactor condition. Heat pipe analysis model was constructed for the efficient simulation and validated its thermal performance prediction capacity by comparison with experimental results. From CFD simulations for various design candidates of hybrid control rods, design of hybrid control rod was optimized and maximum operating conditions of hybrid control rod was configured.

■ Analysis on Diameter Effect of Neutron Absorber on Thermal Performance of Hybrid Control Rod
• Effects of neutron absorber size in hybrid control rod as B10 enrichment was evaluated by single hybrid control rod simulation according to various B4C pellet diameter. Amount of heat removal by hybrid control rod and thermal performance was analyzed using CFD.

■ Performance Predictions of Hybrid Control Rod Using Safety Analysis Code
• Evaluated the prediction capability of safety analysis code on the hybrid control rod for the observation of reactor behavior in accident condition passive in core cooling system-installed nuclear reactor. Confirmed that safety analysis code can predict the thermal-hydraulic phenomena in hybrid control rod. Models and parameters which can enhance the prediction capability for operation limit of hybrid control rod were secured.

3. Safety Assessment on APR-1400 with Passive IN-core Cooling System for SBO Accident
■ Deterministic Safety Assessment Using System Safety Analysis Code
• Conducted safety assessment on APR-1400 SBO accident using safety analysis code MARS. Reactor behavior in SBO condition was analyzed and the APR-1400 installed with passive in-core cooling system showed the delayed peak cladding temperature to safety acceptance criteria.

■ Safety Analysis Using In-house Codes for Hybrid Control Rod Calculation
• Hybrid Control Rod Calculation Program was made as In-house code for performance evaluation of hybrid control rod passive in-core cooling system (PINCs). Thermal resistance, heat transfer limit, transient operating condition for single hybrid control rod, and cooling performance of PINCs were evaluated for the design features of hybrid control rod. Reactor coolant temperature, 100 % for decay heat removal condition, amount of heat removal for hybrid control rod was analyzed for APR-1400 application with PINCs.

■ Probabilistic Safety Assessment
• Safety analysis of APR-1400 & APR with hybrid control rod system using Level-1 PSA verified the safety enhancement at SBO accident scenario.

4. Safety Analysis Using In-house Codes for Hybrid Control Rod Calculation
■ Hydraulic CRDM Experimental Setup
• The experimental facility is used for th study of hydraulic control rod drive mechanism. The test facility for hydraulic CRDM is designed in 1/12 length scale of 4-finger control rod assembly in APR-1400. The experiment facility is designed for the experimental studies such as heat transfer experiment of hybrid control rod, elevation control of the control rod assembly and control rod drop experiment.

■ Performance Evaluation of Hydraulic CRDM
• The performance tests deal with 1) the elevation change and control using the hydraulic system and 2) Control assembly drop time test. Heat removal test of the bundle hybrid heat pipe with hydraulic CRDM system is conducted. The results showed the heat transfer coefficient of the bundle hybrid control rod and its effect on evaporator pool. The preliminary test both hydraulic CRDM and heat removal system was conducted, which showed the possibility of the in-core hydraulic drive system for application of PINCs.

5. Heat Pipe Scaling Technique and CFD Analysis
■ Derivation of Heat Pipe Major Scaling Factor
• Data base of former parametric studies for heat pipe were constructed. Various dimensionless parameters from various geometry and operating types of heat pipes were studied and arranged through this research. Various dimensionless parameters from correlations for thermal performance and operating limitations of heat pipes were studied and arranged through this research.

■ Performance and Heat Transfer Limit of Heat Pipes
• Thermal performance and operating limitation of various heat pipes were checked to quantize the effect of the parameter.

■ Experimental Validation of Heat Pipe Scaling Factor and Development of Scaling Law for Heat Pipes
• To find out effect of selected dimensionless parameter on a heat pipe, empirical study with heat pipe experiments was conducted. By comparing experimental results with correlations from formal studies, effect of length to a heat pipe operation was investigated. Also, consideration of the effect in former correlations was checked.

■ CFD Modeling of Heat Pipes
• CFD analysis and scaling law development of hybrid heat pipe were conducted to validate the heat pipe application to a nuclear power plant.

■ Validation of Heat Pipes Model in Nuclear Reactor Core Applications
• Thermal performance and operating limitations of hybrid heat pipe were predicted through down scaled experiment and CFD analysis. Also, length effect of hybrid heat pipe was checked to validate the reliability of scaling law.

6. Hybrid control rod-integrated dry storage canister
■ Design of hybrid control rod-integrated dry storage canister
• Hybrid control rod-applied spent nuclear fuel dry storage canister for PWR and CANDU was designed to consider containment of radioaactive material and sealing with same degree of conventional dry storage canister as well as improve safety characteristics and storage capacity by application of hybrid control rod for cooling and criticality control.

■ Performance evaluation of hybrid control rod-integrated dry storage canister
• Performance of Hybrid control rod-applied spent nuclear fuel dry storage canister for PWR and CANDU was evaluated by commercial CFD code and thermal resistance-network analysis to predict heat removal amount by hybrid contol rod in dry storage condition and investigate cooling capacity and safety enhancement of hybrid control rod to dry storage canister.
(출처: Summary 16p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요 약 문 ... 5
• SUMMARY ... 14
• Table of Contents ... 24
• 목차 ... 27
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 30
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 30
• 제2절 연구개발의 목적 ... 31
• 제3절 연구개발 내용 및 범위 ... 32
• 1.3.1. 하이브리드 제어봉 설계 ... 32
• 1.3.2. 피동 노내 냉각계통 설계 ... 33
• 1.3.3. 하이브리드 제어봉 성능 평가 및 해석 ... 33
• 1.3.4. 하이브리드 제어봉 축소화 규칙 개발 및 CFD 해석 ... 34
• 1.3.5. 피동 노내 냉각계통 적용 시 안전해석 ... 34
• 1.3.6. 하이브리드 제어봉을 활용한 피동 노내 냉각계통 개발 기대효과 ... 34
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 36
• 제1절 히트파이프 연구 동향 ... 36
• 2.1.1. 히트파이프 열적 성능 증진에 관한 연구 ... 36
• 2.1.2. 히트파이프 형상에 따른 열적 성능 연구 ... 37
• 2.1.3. 히트파이프 적용에 대한 연구 ... 38
• 제2절 원자력 분야 히트파이프 연구 동향 ... 39
• 제3장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 41
• 제1절 하이브리드 제어봉 및 피동 노내 냉각계통 설계 ... 41
• 3.1.1. 하이브리드 제어봉 설계 ... 41
• 3.1.2. 피동 노내 냉각계통 주요 설계 ... 42
• 제2절 하이브리드 제어봉 성능 평가 ... 47
• 3.2.1. 하이브리드 제어봉 성능 실험적 평가 ... 47
• 3.2.2. CFD 해석을 통한 하이브리드 제어봉 성능 예측 ... 57
• 3.2.3. 안전해석 코드를 활용한 하이브리드 제어봉 성능 예측 ... 64
• 제3절 피동 노내 냉각계통 적용 시 APR-1400 원전 SBO 사고에 대한 안전해석 ... 66
• 3.3.1. 결정론적 안전 해석 (Deterministic Safety Assessment, DSA) ... 66
• 3.3.2. 하이브리드 제어봉 성능 예측 In-house 코드를 이용한 안전해석 ... 72
• 3.3.3. 확률론적 안전 해석 (Probabilistic Safety Assessment, PSA) ... 79
• 제4절 유압식 제어봉 구동 메커니즘 성능 평가 ... 83
• 3.4.1. 유압식 제어봉 구동 메커니즘 실험 장치 구축 ... 83
• 3.4.2. 유압식 제어봉 구동 메커니즘 실험 ... 84
• 제5절 히트파이프 척도화 기술 개발 및 CFD 해석 ... 88
• 3.5.1. 히트파이프 주요 척도화 변수 도출 ... 88
• 3.5.2. 히트파이프 성능 및 작동 제한 검토 ... 93
• 3.5.3. 척도화 변수 검증 실험 및 척도화 법칙 개발 ... 95
• 3.5.4. 히트파이프 CFD 모델링 개발 ... 108
• 3.5.5. 원자로 노심 적용 히트파이프 모델 검증 ... 111
• 제6절 하이브리드 제어봉 사용후핵연료 중간 건식저장용기 ... 116
• 3.6.1. 하이브리드 제어봉 적용 중간 건식저장용기 설계 ... 116
• 3.6.2. 하이브리드 제어봉 적용 중간 건식저장용기 성능해석 ... 120
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 126
• 제1절 하이브리드 제어봉 및 피동 노내 냉각계통 설계 ... 126
• 제2절 하이브리드 제어봉 성능 평가 ... 126
• 제3절 피동 노내 냉각계통 적용 시 APR-1400 원전 SBO 사고에 대한 안전해석 ... 128
• 제4절 유압식 제어봉 구동 메커니즘 성능 평가 ... 129
• 제5절 히트파이프 축소화 기술 개발 및 CFD 해석 ... 129
• 제6절 하이브리드 제어봉 사용후핵연료 중간 건식저장용기 ... 131
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 132
• 제1절 하이브리드 제어봉 및 피동 노내 냉각계통 설계 ... 132
• 제2절 하이브리드 제어봉 성능 평가 ... 132
• 제3절 피동 노내 냉각계통 적용 시 APR-1400 원전 SBO 사고에 대한 안전해석 ... 133
• 제4절 유압식 제어봉 구동 메커니즘 성능 평가 ... 134
• 제5절 히트파이프 축소화 기술 개발 및 CFD 해석 ... 135
• 제6절 하이브리드 제어봉 사용후핵연료 중간 건식저장용기 ... 137
• 제6장 연구개발 과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 138
• 제 1 절 히트파이프 기술 개발 ... 138
• 6.1.1. 히트파이프 실험 DB ... 138
• 6.1.2. 히트파이프 열전달 성능 증진 기술 ... 140
• 6.1.3. 히트파이프 열전달 상관식 및 열제거한계치 DB ... 141
• 6.1.4. 히트파이프 해석적 연구 DB ... 145
• 제 2 절 히트파이프 적용 원자력발전소 냉각 계통 개발 ... 146
• 제7장 참고문헌 ... 149
• 끝페이지 ... 157