Two-phase closed thermosyphon is a closed pipe that has working fluid in the interior. Thermosyphon transfers heat effectively and passively by using evaporation and condensation of the working fluid. Due to the advantages of thermosyphon, design of PRHR (Passive Residual Heat Removal) system for low temperature and low pressure pool-type LWR that is being developed in KAIST is conducted by application of the thermosyphon. The reactor is designed to generate heat only for seawater desalination that requires lower operating temperature than electric generation.
The PRHR system follows DRACS (Direct Reactor Auxiliary Cooling System) that has high reliability. The PRHR system is designed to prevent boiling of reactor coolant that makes increase of reactor pressure. The heat sink of PRHR system is designed to be filled in air during normal operation for reducing heat loss and filled in water in accident and the change of heat sink is designed to be performed by passive force. A thermal resistance model for analysis of heat transfer in thermosyphon is constructed and the model is used for sizing of thermosyphon. To verify that the designed PRHR system prevent the boiling of reactor coolant, analyzing natural circulation of reactor coolant is conducted and it shows that 2 out of 4 trains in the designed PRHR system makes the reactor coolant temperature be lower than the boiling point. An experiment that uses small scale thermosyphon is conducted for validation of correlations used in the thermal resistance model. The experiment shows that correlation for evaporation of working fluid is overestimated. The correlation for evaporation is modified and the modified correlation is applied the thermal resistance model. Using the modified correlation, reactor coolant temperature is analyzed again and the result also shows that the reactor coolant doesn’t reach to the boiling point.
In this research, the requirements of PRHR system, configuration of PRHR system, the thermal resistance model for analyzing heat transfer in thermosyphon, evaluation of reactor coolant temperature after shutdown and the validation experimental are introduced.
이상 폐쇄 열사이펀은 완전 피동적으로 열을 전달하는 기구로, 열사이펀 내 구동유체의 증발과 응축을 통하여 열을 전달한다. 이러한 증발과 응축은 높은 열 전달 효율을 보이기 때문에 이를 응용하여 저온저압 수조형 경수로의 피동 잔열제거계통이 설계되었다. 본 형태의 경수로는 해수담수 전용 원전으로, 전력생산을 하지 않고 담수화에 필요한 열에너지만을 생산한다. 때문에 기존 상업적 경수로에 비해 낮은 온도 및 압력에서 운전되어 수조형 원전으로 설계되었다.
후쿠시마 사고 이후 주목 받는 전원상실사고에도 원전을 안전하게 보존할 수 있도록 피동안전 시스템의 설계가 필요하였고 이를 위해 열사이펀을 응용한 피동 잔열제거계통이 설계되었다. 잔열제거 계통은 원자로 냉각수를 직접적으로 냉각시켜 신뢰성이 높은 DRACS (Direct Reactor Auxiliary Cooling System) 형태로 설계되었고 원전의 운전 정지 시 원자로 냉각수의 비등을 방지하는 것을 목표로 설계되었다. 정상운전 시 열손실을 줄이기 위해서 계통의 열침원이 정상운전 시에 공기로 채워지고 사고 시 물로 채워지도록 설계되었고, 이러한 열침원 물질 변경은 피동적으로 이루어지도록 설계되었다. 열사이펀에서의 열 전달을 분석하기 위하여 열 저항 모델을 구성하였고 이를 열사이펀의 길이, 지름 등 기계적 특성을 설계하는 데에 이용하였다.
설계된 피동 잔열제거계통이 실제로 원자로 냉각수의 비등을 방지하는지 분석하기 위하여 운전정지 후 원자로 냉각수의 유량, 온도 분포 등을 계산하였고 냉각수 온도는 포화온도에 미치지 못함을 보였다. 열 저항 모델에 이용된 상관식들을 검증하기 위하여 피동 잔열제거계통에 설계된 열사이펀보다 작은 열사이펀을 이용하여 축소실험을 수행하였다. 설계된 열사이펀 내부 구동유체의 특성과 실험에 쓰인 열사이펀이 유사하도록 실험을 계획하였다. 실험 결과로써 구동유체의 증발 상관식이 실제 실험에서 보다 낮은 값을 보여 증발 상관식을 수정하였고, 수정된 상관식을 이용하여 운전정지 후 원자로 냉각수 온도 계산을 다시 수행하였다. 수정된 상관식을 사용하더라도 냉각수 온도는 포화온도에 미치지 않음을 확인하였다.
