A GAMMA (GAs Multi-component Multi-dimensional Analysis) code is developed for transient analysis and air ingress analysis in High Temperature Gas-cooled Reactors (HTGR).
The PBMR of ESKOM is selected as a reference plant for the High Temperature Gas-cooled Reactor here, which uses a direct helium cycle and pebble fuel. Physical models included in GAMMA are the pebble conduction model, radiation heat transfer model, point kinetics model, decay heat model, and component models for break flow, valve, pump, cooler, power conversion unit model.
The temperature distribution and the flow distribution of the PBMR are calculated for initial and accident core in the present study. In the accident analysis, typical design basis accident (DBA), including the load transient accident and depressurization accident into the system are selected and analyzed in detail.
The predictions by GAMMA for PBMR at 100% power are compared with those by VSOP and PBR_SIM. It turns out that the temperature in the upper region in the third channel predicted by GAMMA is about 62℃ at maximum higher than that by VSOP, but is pretty close to that by PBR_SIM. The center temperature of the fuel shows that that predicted by considering swelling effect is higher than that without swelling effect by about 10 ℃. The net efficiency of direct system is higher than that of indirect system due to an effect of the circulator power.
The transient capability of GAMMA is validated through analytical solution and PBR_SIM analyzing the depressurization (Loss Of Coolant Accident, LOCA) and load transient accident. After the LOCA the system pressure decreases dramatically from 8MPa to 0.4MPa within 2 sec. After the PI (Proportional-plus-Integral) controller senses that the power shaft is over the set-point of 3,600 rpm, the bypass valve makes shaft speed back to the set-point.
본 연구는 초고온 가스냉각로의 천이해석을 위한 계통코드 개발로 현재 KAIST에서 개발중인 GAMMA코드를 사용하여 원자로 정상상태 및 설계 기준사고 시 열역학 및 유체역학적인 해석을 통해 노심 내부의 현상에 대한 연구를 수행하였다. GAMMA 코드는 LOCA사고후의 노심내의 해석을 위해 개발되었기 때문에 감압사고 및 정상상태의 노심을 모사 및 해석하기위하여 물리적 모델과 구성(Component) 모델의 연구를 기반으로 GAMMA 코드에 대입하였다. 사고해석을 위한 대상으로는 ESKOM 사(社)에서 개발중인 265MWth급의 PBMR을 채택하였으며, 원자로 100% 출력의 조건에 대하여 기존의 코드인 VSOP 및 PBR_SIM과 비교하였다. 노심 내 축방향으로 중심부의 온도분포에서 VSOP의 결과와 차이를 보이는 것은 압력분포의 차에 의한 결과로 해석되며, 발전소 순효율 계산 시 간접순환 발전방식여 M.I.T에서 개발한 MPBR에 비해 직접순환 발전방식의 PBMR이 순환펌프의 영향으로 4.35% 크게 계산되었다. 구(球)형태의 핵연료 중심 온도를 계산한 결과, 열팽창계수를 고려한 경우가 그렇지 않은 경우보다 평균 10도 정도 큰 것을 알 수 있었으며 열팽창(膨脹)계수는 핵연료 중심온도 계산시 중요 변수로서 영향을 주는 것으로 나타났다. 천이사고시의 결과로는 압력강하사고중 냉각가스인 헬륨의 유출시간이 2초로 계산되었으며 그 이유는 헬륨 냉각가스의 분자량이 작아 냉각가스의 음속이 크게 계산되어 나온 결과이다. 전력부하를 20% 감소 시 1초 후 PI 제어에 의해 우회밸브가 작동하여 출력 터빈의 축속도가 3,600rpm의 설정치로 회복되는 결과를 얻었다.
