The experimental and numerical studies of interim storages for nuclear spent fuels have been performed to investigate thermal-hydraulic characteristics of the dry storage systems and to propose new methodologies for the analysis and the design. Three separate researches have been performed in the present study: (a) Development of a scaling methodology and thermal-hydraulic experiment of a single spent fuel assembly simulating a dry storage cask; (b) Full-scope simulation of a dry storage cask by the use of Computational Fluid Dynamics (CFD) code; (c) Thermal-hydraulic design of a tunnel-type interim storage facility.
In the first study, a scaling methodology has been developed to design a scaled-down canister. The scaling was performed in two steps. For the first step, the height of a spent fuel assembly was reduced from full height to half height. In order to consider the effect of height reduction on the natural convection, the scaling law of Ishii and Kataoka (1984) was employed. For the second step, the quantity of spent fuel assemblies was reduced from multiple assemblies to a single assembly. The scaling methodology was validated through the comparison with the experiment of the TN24P cask. The Peak Cladding Temperature (PCT), temperature gradients, and the axial and radial temperature distribution in the nondimensional forms were in good agreement with the experimental data. Based on the developed methodology, we have performed a single assembly experiment which was designed to simulate the full scale of the TN24P cask. The experimental data was compared with the CFD calculations. It turns out that their PCTs were less than the maximum allowable temperature for the fuel cladding and that the differences of their PCTs were agreed within 3℃, which was less than measurement uncertainty.
In the second study, the full-scope simulations of the TN24P cask were performed by FLUENT. In order to investigate the sensitivity of the numerical and physical parameters including grid sizes, radiation model, boundary conditions, a small-scale model was designed and tested which has the main components of a dry storage cask, such as fuel rods, basket and cask. Based on the sensitivity study the full-scope simulations by FLUENT were performed and compared with the experiment data and COBRA-SFS results. FLUENT results for the perdition of temperature distribution were agreed within measurement uncertainty. However, there were larger deviations for prediction of velocity between FLUENT and COBRA-SFS. The velocity predicted by COBRA-SFS was much higher than that predicted by FLUENT. The sensitivity studies with the full-scope simulation model were performed for a grid size and basket gap sizes. It was revealed that the basket gap size was the most sensitive parameter deciding the PCT in the dry storage cask. By this study, we proposed an applicable guideline of CFD use for the full-scope simulation of the dry storage cask.
In the third study, a new type of the interim storage, which consists of one tunnel with eighty metal storage casks and one chimney, was proposed and studied. The tunnel-type storage has the following advantages: the reduction of the risk of the air plane crash and the easy control of the capacity of the system through the height of the chimney. The thermal-hydraulic characteristics of the tunnel storage were analyzed by FLUENT. The CFD simulation methodology was validated against the experimental data of a vault storage system (Sakamoto et al., 2000) because of the similar thermal-hydraulic characteristics between the tunnel and the vault. Then, the sensitivity studies of three parameters were done: the tunnel geometry, the cask arrangement and the turbulence. The local peak temperature on the metal casks is mainly governed by mass flow rates in the gaps. V1 case was recommended for the accommodation of the metal storage casks in the tunnel. The staggered cask arrangement was recommended due to the advantageous flow pattern for heat transfer. And we found out that it is desirable to install baffles in the tunnel to increase the turbulence intensity at the inlet of the tunnel.
국내 가압경수로에서 발생되는 사용후 핵연료는 원전 부지 내의 습식 저장조에 임시 저장되고 있다. 그러나 2016년경부터 습식 저장조의 저장용량은 포화될 것으로 예상된다. 따라서 원자력 에너지의 안정적이고 지속적인 이용을 위해서는 사용후 핵연료의 저장공간확보와 저장기술개발이 필수적이라고 할 수 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위하여 우리나라는 가압경수로에서 발생하는 사용후 핵연료를 2016년까지 중간저장 한다는 계획을 가지고 있다. 다양한 중간저장방식 중 건식저장방식은 안전성, 경제성 측면에서 유리한 것으로 평가 받고 있으며, 최근 이 방식에 대한 연구가 활발하게 진행되고 있다. 본 연구에서는 사용후 핵연료의 건식중간저장에 대한 세가지 개별 연구들을 수행하였다.
첫 번째, 건식저장용기에 저장된 사용후 핵연료 집합체의 최대 핵연료봉 온도를 예측할 수 있는 스케일링 방법론을 개발하였다. 스케일링은 두 단계로 진행되었다. 첫 번째, 사용후 핵연료 집합체의 높이를 1/2로 축소하였으며, 축소된 모델에서 원형의 자연대류현상을 보존하기 위하여 Ishii-Kataoka(1984)가 제안한 스케일링 방법론을 활용하여 축소 모델에서의 열유속 비율 (1.6)을 결정하였다. 두 번째, 사용후 핵연료 집합체의 수를 24기에서 1기로 축소하고자 하였다. 전산열유체코드인 FLUENT를 활용하여, 모델의 바스켓 주변에 단열재를 설계하고, 원형의 중심 집합체가 받는 열적 저항을 모델에 동일하게 부가하기 위하여 단열재의 열전도도 (0.05W/mK)와 두께 (9mm)를 설계하였다. 본 연구에는 TN24P 저장용기를 대략적으로 1/48로 축소하고자 하였다. 제안된 방법론을 검증하기 위하여 FLUENT의 열해석 결과와 TN24P 용기에 대한 실험결과를 비교 분석하였다. 저장용기 내에서 발생하는 열적 현상을 반영하는 인자인 최대 핵연료봉 온도, 온도구배, 축방향과 반경방향의 온도분포를 비교하였을 때 실험의 측정오차범위 내에서 일치함을 보였다. 제안된 스케일링 방법론을 바탕으로 TN24P 저장용기를 모사할 수 있고, 고연소도 연료에 대한 실험을 수행할 수 있는 단일핵연료 집합체 실험을 수행하였다. 최대 핵연료봉 온도에 대한 실험과 열해석의 편차는 3℃ 이내로 실험의 측정오차 내에서 일치하였고, 측정된 최대 핵연료봉 온도는 저장용기의 라이센싱을 위한 최대 허용가능 온도 이하 임을 확인하였다.
두 번째, TN24P 저장용기에 대한 전산열유체해석을 수행하였다. 기존의 연구방법인 사용후 핵연료 집합체를 유효열전도도 모델과 기공률로 정의하는 방법을 사용하지 않고, 저장용기의 전체 형상을 모사하였다. CFD사용을 위한 Best Practice Guideline에 따라 저장용기 해석에서 고려되어야 할 변수들을 numerical parameter, modeling parameter 그리고 application uncertainty로 분류하고, 민감도 분석이 필요한 변수들을 결정하였다. 일반적인 금속저장용기의 주요 구성요소를 가지고 있는 축소모델을 설계하고 Grid, Discretization scheme, Round-off error, Boundary condition 그리고 DO radiation model에 대한 변수별 민감도 분석을 수행하였다. TN24P 저장용기에 대한 FLUENT 열해석 결과는 Creer et al. (1987)에 의해 수행된 COBRA-SFS 열해석 결과 및 실험과 비교하였다. 최대 핵연료봉 온도를 포함하는 온도분포의 경우 COBRA-SFS 결과 및 실험과 잘 일치하였으나, 속도분포의 경우 COBRA-SFS 결과와 다소 큰 편차를 보였다. TN24P 저장용기 전체가 모사된 열해석에서는 application uncertainty의 한 요소인 바스켓의 공극에 대한 민감도를 분석 하였다. 바스켓 공극에 대한 민감도는 다른 모든 변수들의 민감도보다 휠씬 컸으며, 건식저장용기의 열해석에서 가장 주의해서 모델링이 필요한 변수로 판단된다. 또한 바스켓의 공극의 크기를 줄이는 것이 열전달 향상에 큰 효과가 있음을 확인하였다.
세 번째, 국내의 사용후 핵연료를 중간저장하기에 위한 지형적, 사회적, 기술적 요소를 고려하여, 터널형 중간저장시설을 제안하였다. 터널 시설은 80기의 TN24P 저장용기 또는 약 49년 동안 1기의 한국형원전에서 발생한 사용후 핵연료를 저장할 수 있다. 터널 시설의 열수력학적 설계를 위하여 FLUENT 코드가 사용되었으며, Sakamoto et al. (2000)이 수행한 볼트 중간저장시설에 대한 실험데이터가 FLUENT에 사용된 방법론 검증을 위하여 사용되었다. 터널 시설에 대한 열해석에서는 터널의 열수력학적 설계와 관련된 세가지 변수(터널의 형상, 저장용기 배열, 난류강도)에 대한 민감도 분석이 수행되었다. 첫째, 터널의 형상은 터널의 입구가 최소일 때 냉각 효율이 가장 큰 것으로 해석되었다. 터널의 형상과 관련하여 열전달률을 결정하는 중요 변수는 TN24P 저장용기 사이의 질량유속으로, 이 영역에서의 질량유속이 높을수록 높은 냉각 효율을 보였다. 둘째, 저장용기 배열은 정렬배열(In-line arrangement) 보다 지그재그배열(Staggered arrangement) 일 때 냉각 효율이 우수하였다. 이러한 원인은 지그재그배열의 경우 공기의 주흐름 통로가 굴곡을 이루므로 열전달에 유리한 유동패턴이 발생하기 때문으로 판단된다. 셋째, 난류강도에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 터널 입구의 난류강도가 3%이하 일 때는 온도변화가 미미하였으나, 10% 또는 20%로 증가하였을 때 용기 표면온도의 강하가 발생하였다. 난류강도를 증가 시키기 위해 터널의 벽면처리 또는 터널입구에 격자를 설치하는 방법을 고려해 볼 수 있다. 마지막으로 기존의 열전달 모델과 FLUENT의 해석 결과를 비교하여 터널형 중간저장시설의 설계 및 해석을 위해서는 전산열유체코드의 활용이 필요함을 확인하였다.