HTGR has been one of the fore-runners of the next generation nuclear power plants. Rigorous researches have been conducted and even actual operation had been in service during 70s to 90s. However, since one block-type HTGR fuel compact can contain more than six thousands of microscopic fuel particles, its heterogeneity has brought difficulty in thermal analysis of the fuel elements. In this area, homogenization methodology is eminent.
For the thermal analysis of the compact in the core of 600 MWth GT-MHR, we used GAMBIT as the grid generator and FLUENT as the solver. For the compact thermal analysis we proposed a combination of volumetric-average and harmonic-average to get the mixed-average value introducing a harmonic weighting fraction, ω. The physical basis of the averaging concept is also given. We tested the sensitivity of ω value to the changes of 50% from the reference volumetric power generation rate. It turned out that the deviations of the centerline temperature of the fuel compact from the reference one are less than 3%.
For the thermal analysis of the single coolant channel and the fuel element in the core of 600 MWth GT-MHR, we developed the CFD analysis methodology. Finally, we extended the proposed CFD analysis methodology into a single-column thermal analysis using radially-averaged power peaking factors (PPFs) to demonstrate the core thermal performance.
초고온 가스 냉각로는 차세대 원자력 발전의 선두 주자 역할을 담당하고 있다. 활발한 연구가 진행되어 1970년대에서 1990년에 이르기 까지 실증 연구까지 진행되었다. 그러나 블록 타입 초고온 가스 냉각 원자로의 연료 컴팩트에는 6000개 이상의 마이크로미터 단위 핵연료 입자들이 포함되었기에 이러한 불균질성이 핵연료봉을 열적 분석하는데 어려움을 준다. 따라서 균질 방법론이 필요하다.
본 연구를 통해 체적 평균과 조화 평균에 가중치 값을 도입하여 적당한 값을 얻어내는 균질 방법을 제시하였다. 물리적인 설명 또한 제시하였다. 다양한 작동 조건 하 가중치 값의 민감도를 시험한 결과, 본 연구에서 제시한 가중치 값이 5% 여유를 가지고 잘 작동함을 확인할 수 있었다. 핵연료 컴팩트의 중앙선 온도 분포 또한 기준 값과 비교하였다. 본 연구에서는 GAMBIT을 이용하여 격자를 생성하였으며 FLUENT를 이용하여 계산을 수행하였다.
연구 후반부에는 600MWth의 GT-MHR을 기반으로 하여 단일 냉각재 채널과 핵연료봉까지 열적 분석을 확장하였다. 마지막으로, 단일 컬럼까지 열적 분석을 확장하여 반경 반향으로 평균한 출력첨두치를 사용하여 노심 열적 거동을 증명하였다.