The purpose of present experimental research work with the mock-up test is performed to verify and validate the MAXROT code which is a two-step thermal analysis method for Wolsong (CANDU) spent fuel dry storage canister developed by M.H. Chun and J.W. Park.
The three(3) test cases are performed. In the first case, the apparatus was initially tested to ensure that the components and instrumentation to perform as designed prior to the final assembly setup of the experimental apparatus. The initial test results were examined to ensure that the apparatus provided the desired information.
In the second case, after assembly of the heater rod bundle into the containment vessel, the experimental apparatus was operated for the heater rod bundle power of 5 watts, 7 watts, 10 watts, 15 watts, and 20 watts. Then, the temperatures of the heater rods in each row were measured and reduced at the saturated condition for each heater rod bundle power.
In the third case, in order to make the same boundary condition as an interim dry storage condition at the nuclear power plant site, the band heaters on the outside surface of the containment vessel were operated and the power of the heater rod bundle were kept at a constant power of 6 watts.
The average temperatures and the sample standard deviation of the meaured temperatures of the heater rod at each saturated condition were compared with the predicted data obtained by the MAXROT code.
This experiment was conducted simulating the heat transfer characteristics of combinations of equilateral triangular and square pitch arrays of heater rod, similar to a CANDU spent fuel bundle, and by recording the temperatures of the heater rods at a various of power levels. The reduced data from this experiment has been utilized to verify a model developed to predict the maximum fuel rod surface temperature in a fuel bundle and further to characterize the relevant heat transfer mechanisms in a fuel bundle.
For the step-2 analysis, the temperatures of the 18 outermost rods of the CANDU 37-element are assumed to be equal to the maximum fuel bundle temperature obtained from step-1 analysis. For radiative heat transfer these outermost 18 rods are regarded as equivalent cylindrical enclosure where no net radiative heat transfer occurs, whereas the remaining 19 rods generate the same decay heat. Therefore, the linear heat generation rate of each fuel rod was assumed to be equal to the total decay heat power per 37-element CANDU fuel bundle divided by 19 and by the active heat generating length of a fuel rod. The quantitative conservatism for the maximum rod temperatures in the fuel bundle is evaluated in this experimental work.
In general, the results of the MAXROT code analysis in the temperature distribution agree with the experimental results. The results of the experiment show that the results of the MAXROT are more conservative than the thermal mock-up results for the outermost fuel rod temperature in the range of range between 80℃ and 180℃.
The quantitative conservatism for the results of the MAXROT code analysis is a minimum 0.9℃ of the differential temperature under above range.
CANDU 사용후 핵연료의 중간저장조인 건식저장조내에서의 사용 후 핵연료 집합체내 온도분포 및 피복관 최대온도를 분석하는 '2단계해석법'의 제2단계 해석모델인 CANDU 사용후 핵연료 집합체내의 37개 핵연료봉간의 열전달 기구에서 최대 핵연료봉 온도를 구하는 이론적 해석모델을 전산프로그램을 개발한 MAXROT 코드를 검증하기 위한 예비실증실험을 수행하였다.
실험은 다음의 세가지 단계로 수행하였다. 첫번째 단계에서, CANDU 37개 핵연료봉으로 구성된 핵연료집합체를 모사한 37개의 가열봉집합체(Heater Rod Bundle)를 압력용기내에 장착하기 전 각 가열봉의 성능검사와 열전대(Thermocouple)의 성능을 확인하기 위한 결함제거시험(debugging test)을 실시하여 작동되지 않는 열전대와 해당 가열봉은 예비품으로 교체하였다.
둘째 단계에서, 가여롱집합체를 압력용기내에 정착한 후 전기출력을 5W, 7W, 10W, 15W, 20W로 순차적으로 증가시켜 각 출력값에 대한 포화온도조건(Saturated Temperature Condition)에서의 각 열(row)에 있는 가열봉의 온도들을 측정하고 MAXROT의 예측치와 비교 검토하였다.
세째 단계에서는, 실제 발전소에서의 저장조건과 유사한 경계조건으로 만들기 위하여 가열봉집합체의 출력은 6W로 고정시키고, 압력용기 바깥쪽을 둘러싸고 있는 밴드히터(Band Heater)를 가열하여 각 밴드히터의 출력에 대한 각 열의 가열봉 온도를 포화온도조건에서 측정하고 이 값들을 또한 MAXROT의 예측치와 비교 검토하였다.
MAXROT의 예측치와 비교하기 위해 각각의 시험조건에 대한 측정 온도값들은 포화온도조건에서의 시간대에 대한 평균값 및 표본표준편차(Sample Standard Deviation) 값을 사용하였다. CANDU 핵연료 집합체내의 최대 핵연료봉 온도를 계산하는 2단계 열해석 방법으로 개발된 MAXROT 코드에서는 37개의 핵연료봉 온도를 제 1단계에서 구한 최대 평균 핵연료 집합체 온도와 같다고 가정하였고, 복사열전달의 경우 이들 최외각 핵연료봉들은 복사열 교환이 없는 등가원통경계로 대치하였으며, 붕괴열은 등온을 유지하고 있는 최외각 핵연료봉은 제외한 나머지 19개 핵연료봉에서 발생하는 것으로 가정하여 붕괴열 선밀도를 크게 입력해 주는 등의 가정들로 인한 보수성이 내재되어 있다. 본 실험에서는 그 보수성의 정도를 정량적으로 평가하였다.
실험결과, 가열봉집합체내 온도분포와 MAXROT의 예측치는 같은 경향을 나타내고 있으며, 열전대오차, 측정오차, 출력오차들을 감안하더라도 MAXROT로 예측된 사용후 핵연료 피복관 최대온도값 및 핵연료봉의 최대온도와 최저온도의 온도차이는 본 실험에서 측정된 값들보다 0.9도 정도 보수적인 것으로 나타났다.
