KR100927124B1

KR100927124B1 - 원자로의 압력손실계수 계산방법

Info

Publication number: KR100927124B1
Application number: KR1020080008827A
Authority: KR
Inventors: 정지환; 박종필; 한병섭
Original assignee: 부산대학교 산학협력단
Priority date: 2008-01-29
Filing date: 2008-01-29
Publication date: 2009-11-18
Also published as: KR20090082944A

Abstract

본 발명은 3차원 CAD를 사용하여 원자로 형상의 단순화 없는 해석영역(calculate domain)을 생성한 후, 원자로 내의 냉각재 유동을 전산유체역학(computational fluid dynamics) 코드로 해석하여 해석결과를 바탕으로 원자력 열-수력 안전해석 코드의 입력 값인 압력손실계수를 계산하는 방법에 관한 것이다.

본 발명에 따른 원자로의 압력손실계수 계산방법은 3차원 캐드 모델링단계와, 계산격자 생성단계와, 경계조건 및 초기조건 입력단계와, 형상정보 및 유동정보 해석단계와, 압력손실계수 계산단계를 포함한다. 상기 3차원 캐드 모델링단계는 원자로를 3차원 캐드 모델로 모델링한다. 상기 계산격자 생성단계는 상기 원자로를 전산유체역학 해석을 하기 위하여 상기 3차원 캐드 모델을 사용하여 계산격자를 생성한다. 상기 경계조건 및 초기조건 입력단계는 상기 계산격자에 상기 원자로의 경계조건과 초기조건을 입력한다. 상기 형상정보 및 유동정보 해석단계는 상기 경계조건과 초기조건으로 원자로의 형상정보와 유동정보를 해석한다. 상기 압력손실계수 계산단계는 상기 형상정보의 단면적과 상기 유동정보의 유량 및 압력차를 사용하여 압력손실계수를 계산한다.

원자로, 압력손실계수, 전산유체역학, 3차원

Description

원자로의 압력손실계수 계산방법{PRESSURE LOSS COEFFICIENT EVALUATION METHID FOR THERMAL-HYDRAULIC SYSTEM ANALYSIS CODES BASED ON COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS ANALYSIS RESULTS}

본 발명은 원자로(nuclear reactor) 내의 압력손실계수(pressure loss coefficient) 계산방법에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 3차원 CAD를 사용하여 원자로 형상의 단순화 없는 해석영역(calculate domain)을 생성한 후, 원자로 내의 냉각재 유동을 전산유체역학(computational fluid dynamics) 코드로 해석하여 해석결과를 바탕으로 원자력 열-수력 안전해석 코드의 입력 값인 압력손실계수를 계산하는 방법에 관한 것이다.

일반적으로 원자력 발전소의 열-수력 안전해석에 사용되는 시스템 코드들은 1970년대에 개발된 1차원의 집중변수(lumped parameter) 모델을 기반으로 발달 되었다.

도 1에는 열-수력 안전해석 코드인 RELAP/MOD3의 한국표준원전 안전해석 노드의 구성 중, 본 발명의 해석영역인 원자로의 저온관 노즐(cold-leg nozzle)부터 하부지지 구조물(lower supported structure)까지 구간의 노드 구성을 개략적으로 보여주는 도면이 도시되어 있다.

도 1에 도시된 것과 같이, 해석영역인 한국표준원전 원자로의 노드는 저온관 노즐(cold-leg nozzle)(110), 하향유로관(downcomer)(120, 130, 140), 하부플래넘(lower plenum)(150, 160), 하부지지 구조물(lower supported structure)(170)을 포함하여 구성되어 있다.

저온관 노즐(Cold-leg nozzle)(110)을 통하여 공급된 냉각재는 하향유로관(downcomer)(120, 130, 140)의 내벽(core barrel)에 수직으로 충돌한 후 하향유로관(downcomer)를 따라 수직 하 방향으로 흘러 하부플래넘(lower plenum)(150, 160)으로 공급되며 수직 상 방향으로 하부지지 구조물(lower supported structure)(170)을 통과하여 원자로 노심으로 흘러 노심을 냉각시킨다.

이러한 시스템 코드들은 빠른 계산 시간을 보장하지만 사용자가 입력 값으로 압력손실계수를 입력하여야 한다.

상기와 같은 냉각재의 유동에는 원자로 내의 유량분배판(flow-skirt), 유동플레이트(flow-plate), 유동디스트리뷰터(flow-distributer), 하부지지 구조물(lower supported structure)과 같은 복잡한 구조물들로 인하여 유로의 형상이 급격하게 변한다. 이러한 유로 형상의 변화는 유동손실을 발생시켜 냉각재의 압력강하를 일으킨다.

이러한 유로의 형상변화에 따른 압력손실은 그 현상이 복잡하나 이에 따른 연구는 미흡하며, 원자력 열-수력 안전해석 코드의 입력 값인 압력손실계수는 간단한 관계식을 통하여 수 계산되거나 원전의 설계 때 사용한 값들을 검증 없이 사용하고 있어 그 정확성이 떨어진다.

상기에서 살펴본 원자력 열-수력 안전해석 코드인 1차원 집중변수(lumped parameter) 모델의 입력 값인 압력손실계수의 부정확성의 문제점으로 인하여 원전은 설계 및 운전 시에 큰 여유도(margin)를 가지고 설계, 운전되는 문제점이 있다.

본 발명은 상기의 문제점을 해결하기 위한 것이다. 본 발명에서는 Flow-skirt, flow-plate, flow-distributer, lower supported structure등의 많은 내부 구조물로 인하여 복잡한 형상을 가지는 원자로를 3차원 CAD를 이용하여 모델링한다. 이로부터 원자로 내부 형상의 단순화 없는 해석영역으로 만들어 원자로 내부의 냉각재의 유동을 전산유체역학 코드로 해석하였다.

본 발명은 전산유체역학 코드를 이용하여 해석된 결과를 바탕으로 원자로 열 -수력 안전해석 코드의 입력 값인 압력손실계수를 계산하는 것을 목적으로 한다.

또한, 상기의 압력손실계수 계산방법에 있어서, 상기 압력손실계수 계산단계는 상기 유량 및 압력을 상기 단면적의 평균유량 및 평균압력으로 사용하는 것이 바람직하다.

본 발명에 따라 원자로 내부 형상의 단순화 없는 해석영역에서 전산유체역학을 통하여 계산된 압력손실계수를 원자로 열-수력 안전해석 코드의 입력 값으로 제공함으로써 기존의 수 계산에 비하여 정확성과 계산 시간의 단축을 보장하며, 원전의 설계 시와 운전 시에 여유도를 줄 일 수 있어 경제적인 이윤을 창출할 수 있다.

또한, 현재 개발 중인 열-수력 안전해석 코드는 원자로를 포함하는 노드에서 3차원 해석을 고려하고 있으므로, 개발 중인 열-수력 안전해석코드의 입력 값인 3차원 압력손실계수로 활용될 수 있다.

본 발명의 일 실시예는 본 발명의 기술적 사항을 한정하는 것으로 해석되어서는 안 된다. 본 발명의 보호범위는 청구범위에 기재된 사항에 의하여만 제한되고, 본 발명의 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자는 본 발명의 기술적 사상을 다양한 형태로 개량 변경하는 것이 가능하다. 따라서 이러한 개량 및 변경은 통상의 지식을 가진 자에게 자명한 것인 한 본 발명의 보호범위에 속하게 될 것이다.

도 2는 본 발명에 따른 원자로의 압력손실계수 계산방법의 개념도로서, 한국표준원전 원자로를 3차원 캐드(CAD)를 사용하여 복잡한 원자로 내의 형상을 단순화 없이 전산유체역학 해석영역으로 생성하였다. 도 2에 따른 압력손실계수 계산방법은 3차원 캐드 모델링단계(S10)와, 계산격자 생성단계(S20)와, 경계조건 및 초기조건 입력단계(S30)와, 형상정보 및 유동정보 해석단계(S40)와, 압력손실계수 계산단계(S50)를 포함한다.

3차원 캐드 모델링단계(S10)는 한국표준원전 원자로의 설계도를 기준으로 3차원 캐드 파일을 만든다. 생성된 캐드 파일은 원자로 내의 flow-skirt, flow-plate, flow-distributer, lower supported structure 등을 포함한 고체영역(solid part)이다.

계산격자 생성단계(S20)는 전산유체역학(CFD)해석을 위하여 계산격자(mesh) 를 만드는 단계이다. 3차원 캐드 모델링단계(S10)에서 생성된 고체영역 파일의 외형을 기준으로 내부가 꽉 찬 또 하나의 파일을 만들어 생성된 영역으로부터 고체영역을 제거시킨다. 고체영역이 제거되고 남은 부분이 원자로 내의 냉각재가 흐르는 전산유체역학(CFD) 해석대상인 유체영역(fluid part)이다. 이러한 방법을 통하여 생성된 해석영역에 CFD 해석의 불확실성을 최소화할 수 있을 만큼의 계산격자(mesh)를 생성한다.

경계조건 및 초기조건 입력단계(S30)는 원자로 내부와 같이 유로형태의 변화가 많은 해석영역의 난류모사에 적합한 난류모델을 사용하여 해석영역에 적합한 경계조건과 초기조건을 설정하는 단계이다.

형상정보 및 유동정보 해석단계(S40)는 상기의 난류모델을 사용하여 CFD 해석을 수행한다. 전산유체역학 해석을 통해 생성된 해석결과 파일은 해석대상의 형상정보와 해석정보를 포함하고 있다. 형상정보는 각 격자의 좌표계상의 위치에 대한 정보를 알려주며, 해석정보는 각 격자가 가지고 있는 압력, 유속 등의 결과정보를 알려준다.

도 3에는 전산유체역학 코드를 사용하여 해석한 한국표준원전 원자로의 4분의 1 모형의 노드가 도시되어 있다. 전산유체역학 노드는 1차원 열-수력 안전해석코드인 RELAP5/MOD3의 노드의 길이와 부피를 기준으로 선정하였다. 도 1의 구성요소와 도 3의 구성요소인 110과 210, 120과 220, 130과 230, 140과 240, 150과 250, 160과 260, 170과 270은 각각 대응된다.

도 4는 상용 전산유체역학 코드를 사용하여 해석한 한국표준원전 원자로의 4 분의 1 모형의 정션(junction)이 도시되어 있다. junction은 노드와 노드가 만나는 지점으로 단면적을 가지는 면이다.

전산유체역학 코드를 사용하여 해석한 해석결과 파일로부터 각 노드의 길이와 부피를 계산한다. 그리고 각 노드의 부피 평균 압력을 계산한다. 각 노드의 길이와 부피의 계산은 해석결과 파일의 형상정보를 바탕으로 각 노드에 포함된 격자의 좌표계 상에서의 위치를 바탕으로 계산하며 압력은 각 노드에 포함된 각각의 격자가 가지고 있는 압력을 더한 후, 그 평균을 내어 계산한다.

전산유체역학 코드를 사용하여 해석된 결과로부터 각 junction의 단면적을 계산한다. 그리고 각 단면적에서의 면적 평균 유량을 계산한다. 각 junction의 단면적 계산은 해석결과 파일의 형상정보를 바탕으로 각 junction에 포함된 격자의 좌표계 상에서의 위치를 바탕으로 계산하며 유량은 각 junction에 포함된 각각의 격자가 가지고 있는 유량을 더한 후, 그 평균을 내어 계산한다.

압력손실계수 계산단계(S50)는 이러한 상용 전산유체역학 코드를 사용하여 해석된 결과로부터 형상정보 및 유동해석정보를 계산하여 식 1 및 식 2의 상관관계식을 통해 3차원 압력손실계수를 구한다.

여기서, k는 압력손실계수, ρ는 냉각재의 밀도, A는 juction의 단면적, Q는 juction의 단면에서의 평균유량, △P는 노드와 노드사이의 평균압력 차이이다.

도 1은 열-수력 안전해석 코드인 RELAP5/MOD3의 한국표준원전 원자로에 대한 노드를 도시한 도면,

도 2는 본 발명에 따른 원자로의 압력손실계수 계산방법의 개념도,

도 3은 전산유체역학 코드를 사용하여 해석한 한국표준원전 원자로를 3차원 노드를 보여주는 도면,

도 4는 전산유체역학 코드를 사용하여 해석한 한국표준원전 원자로의 3차원 junction을 보여주는 도면이다.

<도면부호의 간단한 설명>

110 : cold-leg nozzle 120, 130, 140 : downcomer

150, 160 : lower plenum 170 : lower supported structure

Claims

원자로를 3차원 캐드 모델로 모델링하는 단계와,

상기 원자로를 전산유체역학 해석을 하기 위하여 상기 3차원 캐드 모델을 사용하여 계산격자를 생성하는 단계와,

상기 계산격자에 상기 원자로의 경계조건과 초기조건을 입력하는 단계와,

상기 경계조건과 초기조건으로 원자로의 형상정보와 유동정보를 해석하는 단계와,

상기 형상정보의 단면적과 상기 유동정보의 유량 및 압력차를 사용하여 압력손실계수를 계산하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로의 압력손실계수 계산방법.
제1항에 있어서,

상기 압력손실계수 계산단계에 있어서,

상기 유량 및 압력은 상기 단면적의 평균유량 및 평균압력인 것을 특징으로 하는 원자로의 압력손실계수 계산방법.