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Two-stage scaling methodology and direct contact condensation of the core makeup tank in a passive PWR = 피동 PWR에 있어서 종합적 2단계 스케일 방법 개발과 노심 보충수 탱크의 직접응축에 관한 연구
서명 / 저자 Two-stage scaling methodology and direct contact condensation of the core makeup tank in a passive PWR = 피동 PWR에 있어서 종합적 2단계 스케일 방법 개발과 노심 보충수 탱크의 직접응축에 관한 연구 / Sang-Il Lee.
저자명 Lee, Sang-Il ; 이상일
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 1997].
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Center for Advanced Reactor Research has developed a passive PWR concept called CARR passive reactor 1300MWe(CP-1300). The CP-1300 has new passive safety features. It is necessary to study the performance of the new safety feature and their interactions in order to assess the response of the CP-1300 under postulated accident conditions. Since it is not feasible to build and test a full power prototype system, a scaled-down integral facility is the best alternative. Therefore, it is necessary to have a rational scaling method. To the end, a two-stage scaling method with validation of scaling methodology is developed for a full-pressure full height scaled-down integral test facility simulating a small-break loss-of-coolant accident in the CP-1300. The present scaling method consists of two stages: scaling methodology stage and validation stage of the scaling methodology and a safety analysis code. In the scaling methodology stage, the whole system and the transient scenario are divided into several subsystems and several phases, respectively. For each subsystem potentially important phenomena are identified and ranked in terms of their relative importance for each phase. The global governing equations for each subsystem are nondimensionalized and expressed as nonlinear integral response functions with nondimensional scaling parameters. In the validation stage of code and scaling methodology the system code is assessed to identify little-known phenomena with high relative importance. The direct contact condensation in the CMT is identified as a little-known phenomenon with high importance. The scaling method is validated through comparison of the key parameters of the model and the prototype using the improved code. For full-height full-pressure scaling it is found out that the power scaling ratio is the same as the volume scaling ratio and the area scaling ratio and the horizontal pipes including the surge line are scaled by an exponent 2/5 of the scaling ratio. If the break area scaling ratio is the same as the volume scaling ratio, the time scale will be preserved. Through validation stage using RELAP5/MOD3.1, the break-dominant depressurization phase is validated with reasonable accuracy in viewpoint of the pressure transient. However, after CMT injection, the simulation results between the model and the prototype do not show good agreement because the condensation model in the CMT of RELAP5/MOD3.1 do not properly predict the injection of the CMT. To investigate the direct contact condensation in the CMT identified as one of the little-known phenomena, the gravity injection experiment is conducted by using a small-scale test facility. Through experimental study, the parameters having the effects on the gravity injection and the major condensation modes are identified. It turns out that the larger the water subcooling is, the more the initiation of injection is delayed, and the sparger and the natural circulation of the hot water from the steam generator accelerate the gravity injection. The condensation modes identified through the experiments are divided into three modes: sonic jet, subsonic jet, and steam cavity. The steam cavity is the unique mode of downward injection with the present geometry not previously observed in other experiments. The condensation regime map associated with the injection of steam into water through the steam pipe is constructed using Froude number and Jacob number. It turns out that the buoyancy force has a larger influence on the regime map transition because the regime map using the Froude number better fits the data with different geometry than other dimensionless parameters. Simple correlations for the regime boundaries are proposed using the Froude number and the Jacob number. RELAP5/MOD3 is chosen to evaluate the code predictability on the direct contact condensation in the CMT. Through the assessment of RELAP5/MOD3, it is found out that the predictions of MOD3.1 are in better agreement with the experimental data than those of MOD3.0. From the nodalization study of the test section, the 1-node model shows better agreement with the experimental data than the multi-node models. RELAP5/MOD3.1 identifies the flow regime of the test section as vertical stratification. However, the flow regime observed in the experiment is the subsonic jet with the bubble having the vertical cone shape. To accurately predict the direct contact condensation in the CMT with RELAP5/MOD3.1, it is essential that a new set of the interfacial heat transfer coefficients and a new flow regime map for the direct contact condensation in the CMT be developed. A simple set of the transition criterion of the condensation regimes and the heat transfer coefficients on the direct contact condensation of the CMT is developed, and implemented in RELAP5/MOD3.1. The condensation regimes are divided into two regimes: supply limit and condensation limit. In modeling the transition criterion between two regimes, a large-eddy model developed by Theofanous is used, and the empirical coefficient of the present large-eddy model is close to that of the large-eddy model. It turns out that the modified code better predicts the experimental data, especially the injection flow rate and the water level trend than the original code does.

한국과학기술원이 주축이 된 신형원자로연구센터에서 개념설계중인 피동원자로인 CP-1300은 비상노심냉각장치로서 스파저를 장착한 노심보충수 탱크, 축압기, 격납용 기내 재장전수조등을 사용하고 있다. 노심보충수 탱크는 가압기와 압력균형을 유지하다가, 파단사고가 나면 중력에 의해서 주입되는 새로운 장치이다. CP-1300과 같은 새로운 개념의 원자로는 반드시 각 장치들이 제대로 작동하는지를 검증하는 실험이 필요하다. 그러나, 비용측면에서 실험장치를 CP-1300과 같은 크기와 같은 조건에서 건설할 수가 없다. 그래서 CP-1300의 실증실험을 위한 스케일 방법이 필요하다. 본 논문에서 2단계로 실험장치를 스케일하는 방법을 연구하였고, 아울러 스케링 방법을 검증하는 방법도 제시되었다. 2단계 스케일 방법은 크게 두 가지 단계로 나눈다 1) 스케일 방법 개발 단계 2) 코드를 이용한 스케일 방법 검증 방법과 사용된 코드의 검증 단계. 스케일 방법론은 적분 반응 스케일 방법론에 기초를 두고 있다. 이 스케일 방법에 있어서 소형 냉각재 상실사고를 크게 3가지 영역으로 나누어서, 각 영역에서 CP-1300과 실험장치에서 보전되어야 될 변수로 압력 변화와 노심 수위, 노심 온도를 선정하였다. 잘 알려져 있지 않지만, 중요한 현상으로는 노심보충수 탱크의 응축으로 선정되어서 이것에 대한 코드 평가와 모델개선이 필요하다. 단계적으로 각 영역에서 압력 변화와 노심 수위에 영향을 주는 주요 현상을 모델링하여 스케일 변수를 도출하였다. 그리고, CP-1300과 실험장치의 유사성을 이용하여 주요 설계변수를 유도하였다. 검증단계에서는 RELAP5/MOD3.1을 이용해서 계산한 결과, 파단 감압 영역은 합당한 정확성을 가지고 검증이 되었다. 노심보충수 탱크의 응축 현상에 대한 코드 평가와 모델 개발을 위해서 소규모 실험을 행하였다. 실험적 연구를 통해서 노심보충수탱크내의 물의 온도가 낮으면 낮을수록 주입이 연기되는 것을 알 수 있었다. 또한, 증기입구에 스파저를 설치했을 경우에는 주입시점이 상당히 당겨지는 것을 확인하였다. 관찰된 주요 응축 모우드는 음속 제트, 아음속 제트, 그리고 증기 케비티 등이다. 증기 케비티 모우드는 다른 실험자들의 결과에서 볼 수 없었던 본 실험의 유일한 현상이다. 응축패턴 지도가 프라우드 수와 쟈곱수를 사용해서 그려졌는데, 본 실험에서는 부력이 패턴천이에 큰 영향을 미치는 것을 알 수 있었다. 아울러 각 응축패턴의 경계를 위해서 프라우드 수와 쟈곱 수를 이용해서 간단한 상관식을 제시하였다. 노심보충수 탱크의 직접 응축에 대한 안전해석용 코드인 RELAP5/MOD3의 적용가능성을 평가해 보았다. 민감도 분석은 MOD3.0를 이용하여 수행하였다. MOD3.1의 결과가 MOD3.0의 결과보다 실험데이타에 근접하는 것을 발견하였다. 노심보충수 탱크의 실험장치의 노드수에 대한 민감도 분석을 통해서는 하나의 노드가 다른 노드수에 비해서 실험데이타와 일치하는 것을 알 수 있었다. 그러나, 주입시점이나, 주입유량에 대한 코드의 결과는 실험데이타와 많이 차이가 나는 것을 볼 수 있다. 실험에서 관찰한 유동패턴은 음속 제트나, 아음속 제트인 반면에 코드가 예측한 유동패턴은 수직 성층 유동인데, 이 두 유동 패턴은 열전달 계수에서 큰 차이를 보였다. 실험적 연구와 코드해석 결과에 따라서, 노심보충수탱크의 응축에 대한 새로운 유동영역과 유동 천이 상관식을 구하였다. 응축영역은 두 가지로 구분하였다 : 1) 증기 공급 제한, 2) 응축 능력 제한. 증기공급 제한 영역은 실험에서 관찰한 음속 제트와 아음속 제트에 해당되고, 응축 능력 제한 영역은 증기 캐비티 모우드에 해당된다. 두 영역 천이의 상관식을 구하기 위해서 Theofanous교수의 large-eddy모델을 사용하였다. 새로운 유동 영역과 상관식을 이용해서 RELAP5/MOD3.1을 개선하였다. 개선된 코드의 결과는 특히 주입유량과 수위를 원래 코드보다 정확히 예측하는 것을 알 수 있었다. 개선된 코드를 이용해서 스케일 방법에 대한 검증이 필요하다. 그러나, 먼저 소규모 실험장치를 통해서 얻은 응축 모델이 실제 CP-1300의 조건에도 적용할 수 있는지에 대한 검증이 필요하다. 앞으로의 연구로서는 CP-1300의 유사한 고온, 고압조건의 실험장치를 이용한 데이타를 사용해서, 개선된 코드를 검증하고, 이 코드를 이용해서 CP-1300과 스케일 방법에 의해서 설계된 실험장치에 대한 해석을 통해서 스케일 방법에 대한 검증하는 것이 필요하다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {DNE 97006
형태사항 xiv, 150 p. : 삽도 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 저자명의 한글표기 : 이상일
지도교수의 영문표기 : Hee-Cheon No
지도교수의 한글표기 : 노희천
학위논문 학위논문(박사) - 한국과학기술원 : 원자력공학과,
서지주기 Reference : p. 140-144
주제 Scaling
Direct contact condensation
RELAP5
Similarity
Core makeup tank
CP-1300
Passive PWR
스케일
직접응축
유사성
노심보충수 탱크
피동 원자로
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