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Nuclear-thermal analysis of a unit fuel element in HTGRs based on two-temperature homogenized model = 두 온도 균질화법에 의한 고온가스로 핵연료요소체의 핵열해석
서명 / 저자 Nuclear-thermal analysis of a unit fuel element in HTGRs based on two-temperature homogenized model = 두 온도 균질화법에 의한 고온가스로 핵연료요소체의 핵열해석 / Hui Yu.
저자명 Yu, Hui ; 유휘
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 2010].
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8021045

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DNE 10007

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초록정보

In either pebble-bed or block type design of high temperature gas-cooled reactors (HTGRs), heterogeneous composition and structure leads to difficulty in thermal analysis of the fuel elements (fuel pebbles and fuel compacts, respectively). Thus, a homogenization model becomes essential. Currently, a simple volumetric-average thermal conductivity approach is used. However, this approach lacks basis and is non-conservative in that it underestimates the fuel temperature. In this thesis, we propose a homogenization model that is not only easy to implement but also gives a more realistic temperature distribution in a fuel pebble or a fuel compact, providing the fuel-kernel and graphite-mixture temperatures separately. For a given problem, homogenized parameters are obtained at steady-state through matching the analytic solution for the homogenized fuel element to the reference solution of the heterogeneous fuel element. The reference solutions are provided by the Monte Carlo method. Transient thermal analyses are performed using the homogenization model, in which finite difference method (FDM) in space discretization and explicit scheme in time scale is applied. By providing the power history, temporal changes in temperatures can be computed. A reactor point kinetics model is then coupled with the two-temperature thermal transient model for more accurate neutronics evaluation with Doppler temperature feedback. Several test scenarios are studied, including external reactivity insertion and coolant cooldown events.

페블베드(pebble-bed)타입과 블록 타입의 고온가스로 노심은 모두 그 구성과 구조의 비균질성으로 인하여 열해석이 굉장히 복잡하고 어렵다. 이를 극복하기 위해, 균질화된 모델을 이용해 기존의 열해석 방법을 이용하여 열해석을 하는 것이 필수적이다. 현재까지는 간단히 부피평균 열전도율(volume-average thermal conductivity) 이용하여 균질화된 모델을 해석하는 것이 일반적이었다. 그러나 이런 방식으로 얻어진 핵연료 내부의 온도는 실제보다 저평가되기 때문에 보수적이지 못한 결과를 낳게 된다. 이 논문에서는 기존 모델과 다른 새로운 균질화 모델을 제시하고자 한다. 이 방식은 실제 문제에 적용되기 쉬울 뿐 아니라 핵연료 요소체(페블, 컴팩트)의 실제 온도분포를 정확히 예측할 수 있다. 또한 핵연료 커널과 흑연 구조체의 온도를 각각 따로 계산할 수 있는 것이 특징이다. 주어진 문제를 균질화한 모델의 정상상태에 대한 해석해는 쉽게 구할 수 있다. 몬테칼로 방법을 이용하여 비균질 상태의 실제 핵연료 모델에서의 온도 분포를 정확하게 모사하고 균질화 모델에 대한 해석해를 이에 대응시켜 상응되는 매개변수를 구할 수 있다. 과도상태의 열해석은 균질화 모델을 이용하여 수행될 수 있다. 공간 이산화는 유한차분법을 이용하고, 시간은 양함수적 방법(explicit scheme)을 이용했다. 출력 기록(power history)을 토대로 일시적인 온도 변화를 계산할 수 있다. 이제 점동특성 모델과 두 온도 과도 열해석 모델을 결합하여 도플러 궤환효과를 적용한 보다 정확한 중성자속 및 증배계수 계산이 이루어질 수 있다. 외부 반응도 삽입과 냉각재 냉각 상황 등 여러 시나리오를 테스트하고 그 결과를 제시하였다.

서지기타정보

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청구기호 {DNE 10007
형태사항 vii, 55 p. : 삽도 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 저자명의 한글표기 : 유휘
지도교수의 영문표기 : Nam-Zin Cho
지도교수의 한글표기 : 조남진
수록잡지명 : "Two-temperature homogenized model for steady-state and transient thermal analyses of a pebble with distributed fuel particles". Annals of Nuclear Energy, v.36.no.4, pp.448-457(1975)
학위논문 학위논문(박사) - 한국과학기술원 : 원자력및양자공학과,
서지주기 References : p. 54-55
주제 HTGR
Two-Temperature Homogenized Model
Monte Carlo
Thermal Analysis
Reactor Point Kinetics Model
고온가스로
두 온도 균질화법
몬테칼로
열해석
원자로 점동특성 모델
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