The development of thermal hydraulic analysis code for Gas-Cooled Reactors (GCRs) and for annular fuel and its application to various types of nuclear reactors, and the assessment of the Korea Advanced Institute of Science and Technology (KAIST) Departure from Nucleate Boiling (DNB)-type theoretical Critical Heat Flux (CHF) model for rod bundles with non-uniform axial power shapes were investigated.
Thermal hydraulic characteristics of thorium-based fuel assemblies with annular seed pins were analyzed using Thermal-Hydraulic analysis code for Annular Fuel (THAF) combined with Multichannel Analyzer for steady states and Transients in Rod Arrays (MATRA), and compared with those of existing thorium-based assemblies. This study investigates the possibilities of using annular fuel pins in a pressurized water reactor with emphasis on coolant flow distribution and heat transfer fraction in internal and external sub-channels. MATRA and THAF showed good agreements for the pressure drops at the internal sub-channels. Mass fluxes were high in inner sub-channels of the seed pins due to the grid form losses in the outer sub-channels. About 43% of heat generated from the seed pin flowed into the inner sub-channel. The remaining heat flowed into the outer sub-channel. The inner to outer wall heat flux ratio was approximately 1.2. Maximum temperatures of annular seed pins were slightly above 500℃. Minimum DNB Ratios (MDNBRs) of the assemblies loaded with annular seed pins were higher than those of the existing assemblies. Temperatures and enthalpies were higher in the inner sub-channels due to the fact that inter-channel mixing cannot occur in the inner sub-channels.
A thermal-hydraulic analysis code for annular fuel-based Liquid Metal Reactors (LMRs) has been developed. About 41% of the heat generated from the fuel pin flowed into the inner sub-channel and the rest into the outer sub-channel. The inner to outer wall heat flux ratio was equal to approximately 1.44. A new 37 annular fuel design when operated at 50% higher power density resulted in about 1400℃ lower hot spot fuel temperature with 26.5% higher mass flux in the inner sub-channel.
GCRs have been highlighted as a promising option for next generation reactor technology. A thermal hydraulic analysis code for GCRs has been developed with a heat transfer model of a block element which is solved implicitly with the helium energy equation. Validation was carried out through comparison with both experimental and analytical results. A computation module for annular fuel rods has been coupled to the code for comparative analyses of an annular fuel-based block element. At normal operation, the annular fuel shows 80℃ lower peak temperature than the solid fuel for the same power in Japan's High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR), even though the pressure drop is higher in the annular fuel.
A general CHF prediction method with a wide applicable range and reasonable accuracy is essential to the thermal-hydraulic design and safety analysis at the conceptual design stage for a new Pressurized Water Reactor (PWR). In this study, the KAIST liquid sub-layer dryout CHF prediction model for DNB region has been implemented in a sub-channel analysis code, and investigated for the method's possible use in a rod bundle environment with various non-uniform axial power shapes. The KAIST model showed comparable prediction capability to Lin's method for bottom-, center-, and top-peaked heat flux shapes. The KAIST model, without any correction factors or empirical constants, turned out to be suitable to fulfill the needs for a basis of a general CHF prediction method as compared to Lin's method and Westinghouse-3 (W-3) correlation.
핵연료의 중심온도를 크게 낮출 수 있는 annular fuel의 열수력 분석 코드가 개발되었고, 기존의 가압경수로 및 액체금속로의 열수력 분석 코드와 연결되어서 annular fuel이 장착된 가압경수로 및 액체금속로의 분석에 사용되었다.
가압경수로의 경우 출력 불균형이 뚜렷한 토륨기반의 seed-blanket 핵연료 집합체를 분석하였는데, 분석의 핵심은 핵연료 내부 및 외부의 냉각재 유동 분포 및 열전달 비율 이었다.
Annular fuel 이 장착된 경우 일반적으로 접수 둘레가 증가하기 때문에 압력강하가 큰 것으로 나타났으며, 핵연료 외부의 지지격자에 의한 압력강하에 의해서 핵연료 내부의 질량 유속이 상대적으로 큰 것으로 분석되었다. 핵연료에서 발생된 열에너지의 43%가 핵연료 내부 냉각재로 전달되는 것으로 분석되었는데, 이것은 내부:외부의 열유속 비율이 1.2 임을 의미한다. 핵연료 중심의 최대 온도는 500℃ 를 약간 넘는 것으로 분석되었고, MDNBR 도 상대적으로 높은 것으로 분석되었다. 하지만 핵연료 내부는 고립되어 있기 때문에, 인접 유로와의 혼합효과가 없고, 따라서 내부 유로의 엔탈피가 높다.
액체금속로의 경우에는 annular fuel 분석 코드의 압력 강하 모델 및 열전달계수를 액체금속에 맞게 변경하였다. 61개의연료봉으로 이루어진 육변형 집합체를 annular fuel 을 적용하기 위해서 집합체의 크기를 그대로 유지한채 37개의 연료봉으로 바꾸고 핵연료의 직경을 증가시켜서 핵연료 내부의 유로를 확보하였다. 41%의 열에너지가 핵연료 내부로 전달되고, 엔탈피 증가도 annular fuel의 경우가 혼합효과가 없음에도 불구하고 더 작은 것으로 평가되었다. 핵연료 중심 최대 온도는 574.5℃로서 solid fuel의 2150.5℃ 보다 훨씬 낮은 것으로 분석되었다.
가스냉각로의 열전달 모델이 개발되었고, 이를 이용해서 가스냉각로의 열수력 분석 코드가 개발되었다. 가스냉각로에도 annular fuel이 적용되었다.
헬륨의 특성과 실험적인 열전달 계수 및 마찰 계수가 분석 코드에 적용되었다. 개발된 코드는 JAERI의 실험자료 및 분석자료와 비교 및 검증되었는데 매우 잘 일치하는 것으로 평가되었다. 가스냉각로의 경우 수소 생산을 위해서 원자로 출구 온도가 1000℃를 넘어야 하기 때문에 annular fuel이 적용되었다. 분석 결과 annular fuel의 경우 중심 온도가 80℃ 정도 더 낮게 평가되었으며, 이에 따라서 최적의 연료 크기가 결정되었다. 압력 강하가 크지만, annular fuel 은 차세대의 고온 원자로의 응용에 적합한 후보의 하나임이 입증되었다.
KAIST의 DNB 영역의 이론적 임계열유속 모델이 새롭게 평가되었다. 이 모델은 액체 미세층 건조 모델로서 원래 축방향의 균일한 출력의 원형관에서의 실험값을 잘 예측하는 것으로 알려져 있었는데, 본 연구에서는 축방향의 불균일한 출력의 봉다발 실험값의 예측 성능이 평가되었다.
Lin의 이론적 모델 및 W-3 상관식의 성능과 비교되었는데, KAIST 모델은 아무런 교정 계수 및 실험 상수 없이도 W-3 상관식 보다 우수했으며, Lin의 모델에 필적하는 예측 성능을 보임으로서 범용 임계열유속 예측 방법으로 적합하다고 평가되었다.
지지격자의 간격과 같은 집합체 고유의 영향이 고려되어야 집합체의 기하학적 영향을 적절히 평가할 수 있다. 부수로 코드에 사용되는 구성 관계식의 유효 범위가 확장되어야 보다 광범위의 국부 열수력 조건을 결정할 수 있을 것이다.
본 평가에 따라서, KAIST 모델은 가압경수로 운전 조건에서 범용 임계열유속 예측 방법의 적합한 후보로 여겨지며, 가압경수로의 개념설계 단계에서 임계열유속 예측 방법이나 데이터베이스가 충분히 이용가능하지 않을 경우, KAIST 모델을 사용해서 예비 설계 및 분석을 위한 임계열유속을 평가할 수 있을 것이다.
