초록 ▼

본 연구는 한국원자력연구원(KAERI), 아르곤국립연구소(ANL)와 위스콘신대학교(UW)의 크기가 다른 공랭식 원자로공동냉각계통 시험장치 비교 연구를 통해 고온가스로 피동안전성 검증을 위한 척도해석방법론을 개발하기 위해 수행되었다. 실제 현상에 원자로공동높이가 미치는 영향 평가를 위한 시험계획을 수립하였고, 세 기관은 계획된 시험을 수행하였다. 시험결과 비교 결과, 상승관 내 혼합대류열전달과 복사열전달 상사성 유지가 척도효과 평가에 매우 중요한 인자임이 도출되었다. 서울대학교는 상승관 개별효과시험을 수행하여, 실제 설계와 같은 시험

본 연구는 한국원자력연구원(KAERI), 아르곤국립연구소(ANL)와 위스콘신대학교(UW)의 크기가 다른 공랭식 원자로공동냉각계통 시험장치 비교 연구를 통해 고온가스로 피동안전성 검증을 위한 척도해석방법론을 개발하기 위해 수행되었다. 실제 현상에 원자로공동높이가 미치는 영향 평가를 위한 시험계획을 수립하였고, 세 기관은 계획된 시험을 수행하였다. 시험결과 비교 결과, 상승관 내 혼합대류열전달과 복사열전달 상사성 유지가 척도효과 평가에 매우 중요한 인자임이 도출되었다. 서울대학교는 상승관 개별효과시험을 수행하여, 실제 설계와 같은 시험장치 상승관을 위한 혼합대류 상관식을 개발하였다. KAERI는 개발된 혼합대류상관식이 추가된 GAMMA+코드를 활용하여, KAERI와 ANL의 모든 시험결과를 10% 이내로 예측하였다. 서울대학교, KAERI, ANL은 상승관 내 혼합대류열전달 모사에 적합한 난류모델 선정을 위한 전산유체해석을 수행하였다. 수행된 시험결과와 해석결과를 바탕으로 상승관 내 혼합대류열전달현상이 고려된 척도해석방법론이 도출되었다. 본 과제를 통해 개발된 척도해석방법론은 향후 고온가스로 공랭식원자로공동냉각계통의 피동안전성 실증을 위해 활용될 수 있다. 또한, 본 과제를 통해 축적된 계통해석과 전산유체해석 경험은 향후 제4세대원전 코드검증연구의 RCCS 관련 업무에 활용될 수 있다.

(출처 : 서지정보양식 199p)

Abstract ▼

This project was performed to develop the scaling analysis methodology for HTGR passive safety demonstration through the comparative study among the various scale-down integral test facilites of the air-cooled reactor cavity cooling system at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), Argonne N

This project was performed to develop the scaling analysis methodology for HTGR passive safety demonstration through the comparative study among the various scale-down integral test facilites of the air-cooled reactor cavity cooling system at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), Argonne Nationtional Laboratory (ANL), and Universitiy of Wisconsin (UW). The test matrix was founded to estimate the scale effect on the RCCS behavior of the cavity height, and all the organizations performed the planned tests. Comparision with the integral test results showed that the mixed convection in the riser duct and the radiation similarity were important to estimate the scale effect. Seoul National University (SNU) performed the separate tests for the riser convection and developed the mixed convection correlation for the riser duct of the integral test facilities. GAMMA+ analysis with the developed mixed convection correlation can predict all the integral test results from KAERI and ANL within ±10%. SNU, KAERI, and ANL performed the computational fluid dynamics analysis to select the suitable turbulence model was very important to simulate the mixed convection in the riser duct. Based on all the results, the scaling analysis methodology for air-cooeld RCCS was developed with considering the mixed convection in the riser duct. The scaling analysis methodology will be appled to demonstrate the passive safety of the air-cooled HTGR-RCCS. Additionally, the experiences of the system analysis and the CFD analysis in this project will be used for RCCS task of Gen IV Computational Method Validation and Benchmarking (CMVB).

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 200p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 8
• SUMMARY ... 11
• CONTENTS ... 14
• 목차 ... 15
• 표목차 ... 17
• 그림목차 ... 18
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 24
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 29
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 33
• 제1절 척도해석방법론 및 시험계획 ... 35
• 1. 척도해석 방법론 ... 35
• 2. 시험장치 및 시험계획 ... 42
• 3. 예비해석 ... 57
• 제2절 원자로공동냉각계통 시험결과 비교 연구 ... 64
• 1. 한국원자력연구원 시험결과 ... 65
• 2. 미국 시험결과 ... 86
• 3. 시험결과 비교 ... 91
• 제 3 절 상승관 대류 현상 개별효과 시험 ... 95
• 1. 실험 조건 설정 및 실험장치 제작 ... 95
• 2. 실험 결과 및 상관식 개발 ... 105
• 3. 개별효과 실험결과 모사를 위한 전산유체해석 ... 119
• 제 4 절 원자로공동냉각계통 실험결과 해석 ... 126
• 1. GAMMA+를 이용한 NACEF/NSTF 실험결과 계통해석 ... 126
• 2. NACEF/NSTF 상승관 대류 현상 전산유체해석 ... 137
• 3. NACEF/NSTF 실험결과 전산유체해석 ... 152
• 4. 미국(NSTF) 전산유체해석 결과 ... 162
• 제 5 절 개선된 원자로공동냉각계통 척도해석방법론 ... 168
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 170
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 174
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 178
• 제7장 연구개발성과의 보안등급 ... 182
• 제8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 186
• 제9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 190
• 제10장 참고문헌 ... 194
• 서지정보양식 ... 198
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 200
• 끝페이지 ... 201