A study on the thermal hydraulic characteristics of the Passive Residual Heat Removal(PRHR) system employed in Advanced Light Water Reactors(ALWR) has been performed. A simple one-dimensional lumped parameter model has been developed to predict the time dependent primary system temperature resulting from the heat transfer through the heat exchanger tube to the In-containment Refueling Water Storage Tank.
Three time-dependent governing equations and one constitutive equation for the heat exchanger are discretized and a simplified computer program has been developed using Newton-Raphson method.
For verification of the developed computer program, the calculation results are compared with the analysis data reported in the Westinghouse Standard Safety Analysis Report(SSAR). Overall results are similar to those of SSAR.
The sensitivity analyses for important design parameters of the heat exchanger such as tube wall thickness, tube length, and tube inner diameters are also performed to see the effects on heat transfer rate through the heat exchanger tube.
미국에너지성과 전력연구소는 원자력 발전소 안전성이 더욱 증가된 신형안전로의 개발을 위한 프로그램을 시작하였다. 웨스팅하우스는 이 프로그램의 일환으로 발전소의 안선성을 더욱 증가시키기 위해 모든 설계기준사고를 완화할 수 있는 AP-600 발전소를 개발하여 왔다. 피동잔열제거계통은 AP-600의 신형안전로에 적용된 안전 계통의 하나로 증기발생기가 열제거 기능을 상실하였을 때 노심에서 발생되는 붕괴열을 자연순환에 의해 핵연료재장전 수조에 잠겨있는 열교환기 통해 제거함으로써 일차계통 온도가 72 시간내에 400℉ (204.4℃) 이하로 유지할 수 있어야 한다.
피동잔열제거 계통을 모의할 수 있는 계통해석 코드로는 LOFTRAN, RELAP 5 코드 등이 있으나 이들 코드는 매우 많은 계산시간을 필요로하며, 입력 작성이 복잡하고, 현상에 미치는 주요인자를 도출하기 위해서는 많은 민감도 계산을 필요로 하나 용이하지 않다. 따라서 본 연구에서는 피동잔열계통을 모의 할수 있는 간단한 프로그램을 개발하였다.
개발된 코드의 검증을 위해 발전소 계통 해석이 가능한 LOFTRAN 코드의 계산결과와 비교가 이루어 졌다. 정량적인 비교는 곤란하였지만 자연순환에 의해 형성되는 유량 및 1차측 온도 등 전반적인 경향을 잘 모의하고 있었다.
또한 피동잔열잔열계통의 열교환기가 피동잔열잔열계통의 성능에 가장 중요하므로 열교환기의 설계인자에 대한 민감도 계산을 수행하였다. 민감도 계산결과 피동잔열잔열계통의 성능을 증가시키기 위해서는 동일 열교환기의 표면적에 대해 열교환기 튜브의 내경은 작게, 열교환기를 길게하여 driving head는 크게, 튜브의 두께는 얇게 설계하는 것이 가장 효과적임을 알수 있었다.
현재까지 피동잔열잔열계통에 대한 실험은 웨스팅하우스에서만 이루어 졌으나 정확한 자료가 공개되지 않고 있다. 따라서 본 연구에서 개발된 코드는 실험결과로 부터 열교환기 튜브외벽에서의 열전달 계수, 유동 손실 계수 등에 대한 계속적인 보완이 이루어져야 한다.
