Active cooling system may not prevent significant damage without any AC power source available for its operation as vividly illustrated through the recent Fukushima incident. In the Advanced Power Reactor Plus (APR+) to be designed, an independent passive cooling system is added, which is Passive Auxiliary Feedwater System (PAFS) driven by gravity. Before applying the PAFS to APR+, the safety and heat removal performance of the system must be verified. So we constructed a separate effect test facility, Single-tube Condensation experiment facility Of PAFS (SCOP.) The objectives of SCOP are the evaluation of the heat removal performance of a single tube in the PAFS and database construction under various tube designs and test conditions. Reaching these objectives, we developed advanced measurement techniques for the amount of moisture, heat flux, and water film thickness. In measuring the heat flux, the temperature difference between the inner and outer walls is measured without exposing the thermocouple inside the tube. We developed a moving ultrasonic sensor tracking system for the film thickness and the identification of the flow regime at high temperature and high pressure under boiling condition in the water pool. It is a non-intrusion technique without the direct contact with the wall installed externally. We performed validation tests for the ultrasonic methods in the real environment.
We performed a transient test in order to confirm the quasi-state assumption is valid. We checked through the transient test whether the steam flow generated from the current facility reaches that of PAFS and the pressure and steam flow coastdowns are slow enough for the application of quasi-state assumption. We found out that over 10 minutes, the deviations of the pressure, temperature, and flow rate was around 3% at 0.1MPa, around 1%, and around 0.3%, respectively.
이번 후쿠시마 사고를 통해 기존의 다중의 안전 계통도 전기의 공급이 되지 않는 상황에서는 무용지물이며 그에 따른 피해는 걷잡을 수 없을 정도로 커진다는 것을 알 수 있었다. 그래서 앞으로의 원자력 발전소는 피동안전계통이 필수적인 요소로 들어가게 될 것이다. 한국의 차세대 원자로인 APR+도 피동 안전계통으로 핵연료의 잔여열을 제거하는 피동보조급수계통 (PAFS)를 포함 시켰다. PAFS는 240개의 U자형 경사관 열교환기로 이루어져있다. 기존의 수직관의 응축 관보다 높이가 낮고 효율이 높다. 하지만 수평관 내에서 슬러그류의 발생과 비응축성 기체의 유입에 따른 응축효과 감소 등 검증해야 할 것이 많이 필요하다. 이러한 검증을 위해 PAFS의 단일 응축관 실험장치(SCOP)을 디자인하게 되었다. 이 논문은 SCOP의 디자인과 향상된 측정방법론, 실험에 관한 전반적인 내용에 대해 소개한다.
SCOP은 일차적인 목적은 PAFS의 단일관 모사를 통한 안전성 평가 실험을 진행 하는 것이다. 이 뿐 아니라 관의 직경과 수평관의 각도, 비응축성 가스의 분율을 변화시켜주면서 각 경우에서 응축효과를 확인하며 고온 고압의 증기 응축 데이터 베이스를 구축의 목적을 가지고 있다. 기존의 실험 데이터는 관의 직경이 작거나 냉매를 사용한 실험 데이터베이스가 대부분이며 경사관의 경우는 사용 가능한 실험자료가 매우 제한적이다. 그렇기 때문에 이러한 데이터는 향후 상관식 개발과 열교환기의 구조를 정하는데 도움이 될 수 있다. 하지만 고온, 고압의 증기 실험은 측정방법에서 어려움이 있다. 기존의 측정계기나 방법들은 적용되기 힘든 환경이다. 이러한 한계를 넘는 새로운 방법론의 검증 실험을 거쳐 안정적인 방법론을 새우고, 높은 정확도를 갖는 국부적인 값의 측정을 가능케 하였다. 열교환기 관에서 열전대를 이용해 열속을 측정하고 CFD를 이용한 보정을 통해 정확도를 높이고 관 내부 액막은 초음파 탐촉자를 이용해 측정하였다.
SCOP은 280kW의 출력의 증기발생기를 이용을 한다. PAFS의 하나의 관이 제거해야 하는 열량의 약 절반 정도의 출력이라는 단점을 가지고 있다. 하지만 이러한 단점을 천이실험을 통해 보완하려 한다. 열교환기 하단에서 일부의 응축수를 배출함으로써 배관 내 압력차이를 만들어 추가적인 유량을 강제적으로 흘려 기존의 출력보다 높은 출력의 증기를 얻어내는 방법으로 보완했다. 실제 실험을 통해 이러한 실험을 가능성을 확인 하였다. 천이실험을 통해 다양한 온도와 압력 범위에서 준 정상상태 실험이 가능하다. 이러한 방법을 검증 함으로써 이번 실험뿐이니라 다양한 실험에서 활용될 수 있다.
현재 SCOP의 정상상태 실험을 앞두고 있으며, 각 실험을 통해 얻은 데이터로 기존의 상관식 평가와 새로운 상관식의 개발을 진행할 예정이다.
