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Experimental study on counter-current flow limitation for passive emergency core cooling system in SMR = 중소형원자로의 피동비상노심냉각계통 개발을 위한 대향류유동한계의 실험적 연구
서명 / 저자 Experimental study on counter-current flow limitation for passive emergency core cooling system in SMR = 중소형원자로의 피동비상노심냉각계통 개발을 위한 대향류유동한계의 실험적 연구 / Ho-Sik Kim.
저자명 Kim, Ho-Sik ; 김호식
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 2016].
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초록정보

Because of economy of scale, the single unit capacity of conventional light water reactors (LWR) continues to increase and nuclear power plants become more economical. However, in order to remove decay heat safely, active safety systems are essential in the conventional large LWRs. The Fukushima Daiichi nuclear accident, which occurred on March 11, 2011, showed the limitations of the conventional large LWRs. Therefore, we chose the different strategy from the economy of scale. That is to ensure both public acceptable safety and economic feasibility of nuclear systems through maximizing passive and inherent safety features and simplifying nuclear systems, especially safety systems. Firstly, we applied several inherent and passive safety features of high temperature gas-cooled reactors (HTGR) (e.g. ceramic coated fuel, lower power density core, and annular core) to a LWR for desalination which operates in the low-pressure low-temperature condition. A low-pressure inherent heat sink nuclear desalination plant (LIND) was designed and a scoping analysis for the dedicated nuclear desalination system was performed. In thermal-hydraulic analysis, we verified that the LIND system has a sufficient decay heat removal capability even if all active safety features fail during an extended SBO accident. In reactor core neutronic analysis using the MCNP code, we confirmed the possibility of the concepts related with the reactor core and estimated that the cycle length of the LIND core would be around 6 years under 200 $MW_{th}$ and 4.5% enrichment. Based on the LIND system, we extended the operating condition to the high-pressure high-temperature condition for generating electricity and proposed the conceptual designs of a public acceptable simple SMR (PASS) and a new passive emergency core cooling system (PECCS). The comparison of safety systems between typical LWR and PASS showed simplification of the PASS system. From the comparison of between NuScale-PECCS and PASS-PECCS, we showed the PASS-PECCS may solve the limitation of the previous PECCS for indefinite cooling. The PASS system provides passive safety systems (passive decay heat removal system (PDHRS) and PECCS) which can remove decay heat for an unlimited period. From the structural safety assessment of SiC cladding in LOCA, we found that the PASS system has more than 30 days grace time even in the core uncovery accidents with SBO, failures of the key passive safety systems (PDHRS and PECCS). In order to understand CCFL phenomena appearing in PASS-PECCS and to suggest its optimal design, down-scaled experiments were conducted in an air/water condition. From the experimental study, we investigated the effects of water head in an upper tank on CCFL and the scaling effects of a cavity pipe on CCFL. We found that there is a significant enhancement of water penetration in water head cases compared with a no water head case (L/D = 3). We found that there is an optimal water head condition which gives the highest water penetration rate and the CCFL characteristics in the water head case are mainly governed by bubbling dynamics. The most important scaling parameter is the diameter of the cavity pipe. As the diameter of the cavity pipe increases, the enhancement of water penetration by the water head in the upper tank increases and the CCFL line of the optimal water head tends to converge. From the system code analysis on PASS-PECCS, the feasible diameters of a cavity valve and a rupture disc were proposed and we investigated the performance of PASS-PECCS. As the diameter of the cavity valve is equal to or larger than 0.155 m, decay heat can be removed safely for an unlimited period. In the case of the rupture disc, as the diameter is smaller than 0.045 m, the PASS system can have more than 30 days grace time.

그 동안 경수로는 규모의 경제원리를 따라 경제성을 높이기 위해 단일 호기의 설비용량을 지속해서 증가시키는 방향으로 개발되었다. 그러나 이러한 대형 원전의 경우 원자로 정지 이후 발생하는 붕괴열의 안전한 제거를 위해서는 능동 안전계통을 반드시 필요로 한다. 2011년 3월 11일에 발생한 후쿠시마 원전 사고는 바로 이러한 기존 대형원전의 한계를 보여준 사고라고 볼 수 있다. 그러므로 본 연구에서는 규모의 경제원리가 아닌 다른 전략을 선택하게 되었다. 바로 피동 및 고유 안전성을 극대화하고 원자로계통 특히 안전계통을 단순화함을 통해 대중이 수용할 수 있는 안전성과 경제성을 동시에 확보하는 전략이다. 먼저, 높은 고유 안전성과 피동 안전성을 가지는 고온가스냉각로의 설계 개념들을 저온저압에서 운전되는 담수화 전용 수냉각형 원자로에 적용하여 LIND (Low-pressure inherent heat sink nuclear desalination plant) 시스템을 설계하였다. LIND 시스템에 대한 열수력학적 분석을 통해, LIND 시스템이 장기적인 발전소 정전사고로 모든 능동 안전계통의 작동이 불가능한 상황에도 충분한 붕괴열 제거능력을 가짐을 검증할 수 있었다. 그리고 MCNP 코드를 활용한 노심에 대한 중성자학적 분석을 통해, LIND 노심 개념의 실현 가능성을 확인하였고, 200MW 열출력과 4.5% 농축 조건에서 재장전 주기가 6년에 이른다는 것을 확인하였다. LIND 시스템를 기초로 해서 운전조건을 전기생산이 가능한 고온고압 조건으로 확장하여, PASS (Public acceptable simple SMR) 시스템의 설계 개념과 신 개념 피동비상노심냉각계통을 제시하였다. 기존의 경수로와 PASS 시스템의 비교를 통해 PASS 시스템의 단순성을 보일 수 있었고, NuScale의 피동비상노심냉각계통과 PASS의 피동비상노심냉각계통의 비교를 통해 PASS-피동비상노심냉각계통이 기존의 피동비상노심냉각계통이 가지는 한계를 해결할 수 있음을 보였다. PASS 시스템은 안전계통으로 피동잔열제거계통과 피동비상노심냉각계통을 가지고 있는데 두 계통 모두 피동적으로 무제한 냉각이 가능하다. 그리고 냉각재 상실사고 조건에서 탄화규소 피복재의 구조적 안전성을 평가한 연구를 통해, 피동 안전계통의 정상적인 작동이 불가능하여 노심이 노출되는 사고 상황에서도 30일 이상의 대처시간을 확보함을 확인하였다. PASS 시스템의 핵심 안전 계통인 피동비상노심냉각계통에서 일어나는 대향류유동한계 (Counter-current flow limitation) 현상에 대해 이해하기 위해 공기/물 조건에서 축소실험을 수행하였다. 실험을 통해, 상부탱크에서 공동파이프의 입구 위로 존재하는 수두(Water head)와 공동파이프 직경의 크기가 대향류유동한계의 특성에 미치는 효과에 대하여 분석하였다. 이를 통해 공동파이프의 길이-직경 비율이 작을 수록, 수두가 없을 때에 비해 수두가 존재할 때 물 유입을 효과적으로 증진 시킬 수 있음을 확인하였다. 또한 물 유입을 가장 효과적으로 할 수 있는 최적의 수두가 존재한다는 것과 버블의 형성 특성이 이러한 대향류유동한계의 특성을 결정한다는 것을 확인하였다. 공동파이프 직경의 크기 효과와 관련해서는 직경이 증가할수록 상부탱크의 수두로 인한 물 유입 증진이 점차 증가하고, 최적 수두조건에서의 대향류유동한계선은 점차 수렴하는 경향을 보임을 확인하였다. 마지막으로 MARS 코드를 이용한 PASS-피동비상노심냉각계통에 대한 분석을 통해, 피동비상노심냉각계통에서 핵심 설계 변수인 공동밸브의 직경과 파열판의 직경을 결정하였다. 이때 앞서 수행한 축소 실험을 통해 얻어진 대향류유동한계 관계식이 적용되었으며, 이를 통해 공동밸브의 직경는 0.155 m 이상으로 설계될 때 무제한 기간 동안 안전한 붕괴열 제거가 가능하고, 파열판의 직경은 0.045 m 이하로 설계될 때 30일 이상의 대처시간을 확보할 수 있음을 확인하였다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {DNQE 16004
형태사항 x, 228 p. : 삽도 ; 30 cm
언어 영어
일반주기 저자명의 한글표기 : 김호식
지도교수의 영문표기 : Hee-Cheon No
지도교수의 한글표기 : 노희천
수록잡지명 : "Feasibility study of a dedicated nuclear desalination system: low-pressure inherent heat sink nuclear desalination plant (LIND)". Nuclear Engineering and Technology, v.47, no.3, pp.293-305(2015)
수록잡지명 : "Failure probabilities of SiC clad fuel during a LOCA in public acceptable simple SMR (PASS)". Nuclear Engineering and Design, v.292, pp.1-16(2015)
Including Appendix
학위논문 학위논문(박사) - 한국과학기술원 : 원자력및양자공학과,
서지주기 References : p. 220-224
주제 counter-current flow limitation (CCFL)
experimental study
passive emergency core cooling system (PECCS)
public acceptable simple SMR (PASS)
small and medium reactor (SMR)
대향류유동한계
실험적 연구
피동비상노심냉각계통
대중이 수용할 수 있는 단순한 중소형원자로
중소형 원자로
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