KR100957061B1 - 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법 - Google Patents

3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법 Download PDF

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박종필
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Abstract

본 발명은 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법에 관한 것으로서, 좀 더 상세하게는 저온관부터 고온관까지의 원자로 유체채널에 대한 3차원 CAD 형상을 이용하여 입력되는 노드화(nodalization)의 위치 정보에 따라 자동으로 유체채널의 형상정보를 추출하고, 추출된 유체채널의 형상정보와 이를 바탕으로 3차원 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD)계산을 통해 얻어진 노드별 압력손실계수를, 노드화된 시스템 코드의 입력 값으로 제공하여, 시스템 코드를 통한 원자로 시스템의 열수력 안전해석을 수행하고, 상기 노드화된 시스템 코드의 열수력 계산결과와 3차원 CFD 계산을 통한 열수력 계산결과 값이 정해진 기준범위 이내로 근접할 때까지 설정된 노드화 위치를 변경하며 열수력 안전해석을 반복적으로 수행함으로써, 해석결과의 불확실성을 최소화할 수 있는 시스템 코드의 노드화 정보를 산출하는 것을 특징으로 하는 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법에 관한 것이다.
본 발명은, 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 생성하는 단계(S110)와, 저온관부터 고온관까지의 원자로 유체채널에 대한 노드화(nodalization) 위치를 설정하는 단계(S120)와, 상기 설정된 노드화 위치 정보에 따라 상기 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 이용하여 유체채널의 형상정보를 생성하는 단계(S130)와, 상기 생성된 유체채널의 형상정보에 기초하여 유동영역에 대한 3차원 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석을 통한 열수력 계산을 수행하는 동시에 각 노드별 압력손실계수를 계산하는 단계(S140)와, 상기 유체채널의 형상정보와 CFD 해석을 통해 계산된 노드별 압력손실계수를 이용하여 시스템 코드를 통한 원자로 시스템의 열수력 계산을 수행하는 단계(S150)와, 상기 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 상기 시스템 코드의 열수력 계산결과를 비교하는 단계(S160)와, 비교결과가 미리 설정된 기준범위를 벗어나면, 노드화 위치를 변경하고(S170), 비교결과가 기준범위 이내에 들어올 때까지 상기 S130 내지 S170 단계를 반복 수행하여 시스템 코드의 노드화 정보를 최적화하는 단계(S180)를 포함하여 구성되어, 3차원 전산유체역학 해석을 통하여 최적화된 노드화 입력값을 시스템 코드의 입력값으로 사용하여 원자로 시스템의 열수력 계산을 수행하는 것을 특징으로 한다.
원자로, 노심, 안전해석, 열수력, 시스템 코드, 노드화(Nodalization), 전산유체역학, 압력손실계수, 정상상태, 과도상태, CFD.

Description

3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법{Method for thermal-hydraulic safety analysis for nuclear reactor vessel using three-dimensional computational fluid dynamics(CFD)}
본 발명은 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법에 관한 것으로서, 좀 더 상세하게는 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 이용하여 입력되는 노드화(nodalization)의 위치 정보에 따라 자동으로 유체채널의 형상정보를 추출하고, 추출된 유체채널의 형상정보와 이를 바탕으로 3차원 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD)계산을 통해 얻어진 노드별 압력손실계수를, 노드화된 시스템 코드의 입력 값으로 제공하여, 시스템 코드를 통한 원자로 시스템의 열수력 안전해석을 수행하고, 상기 노드화된 시스템 코드의 열수력 계산결과와 3차원 CFD 계산을 통한 열수력 계산결과 값이 정해진 기준범위 이내로 근접할 때까지 설정된 노드화 위치를 변경하며 열수력 안전해석을 반복적으로 수행함으로써, 해석결과의 불확실성을 최소화할 수 있는 시스템 코드의 노드화 정보를 산출하는 것을 특징으로 하는 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법에 관한 것이다.
원자력 발전소는 원자로를 비롯하여 증기발생기, 가압기, 펌프, 터빈 등과 같이 냉각재가 흐르는 경로 상에 복합적인 구조의 설비들로 구성되어 있다. 이뿐만 아니라 사고를 대비하여 안전주입탱크, 고압안전주입계통, 저압안전주입계통 등과 같은 안전용 시스템을 구비하고 있다.
이렇듯 거대하고 복잡한 원자력 발전소를 설계하거나 인·허가 결정을 내리는 경우, 원자로 내의 열수력(thermal hydraulic) 거동을 파악함으로써 냉각재에 의해 핵연료가 적정온도 이하로 냉각이 이루어지는지 분석하는 안전해석이 필요한 경우가 많다.
그러나, 원자로의 안전해석에 있어서 실험에 의한 방법은 그 비용이 상당히 많이 요구될 뿐만 아니라, 실제 원자로에 대한 실험 자체가 불가능하여 소규모의 실험장치에 의한 실험결과를 실제 원자로에 대해 축척법(scaling method), 상관식(correlation) 및 실험결과 외삽(extrapolation) 등을 통하여 높은 불확실도를 안고 유추해야 하는 본질적인 한계가 있다.
이러한 실험의 한계를 해결하기 위하여, 원자로 내의 열수력 현상을 컴퓨터 시뮬레이션에 의하여 예측하기 위한 방법이 1970년대부터 꾸준히 개발되어 왔으며 이러한 결과 RELAP, TRACE, CATHARE, MARS, TRAC, CE-FLASH 등과 같은 시스템 코드들이 개발되어 현재에 이르고 있다.
그러나 원자로의 열수력 현상을 해석하기 위한 시스템 코드들이 개발될 무렵 에는, 컴퓨터의 연산속도가 상당히 낮았을 뿐만 아니라 기억용량 또한 극히 작았기 때문에, 이러한 당시 컴퓨터의 하드웨어적인 한계성이 시스템 코드의 기본구조를 설계하는 데 상당한 영향을 미칠 수밖에 없었다.
이러한 시스템 코드 개발 당시의 하드웨어적 한계를 극복하기 위해 사용된 단순화되고 근사적인 방법들이 현재까지 이어져, 현재의 시스템 코드들은 입력값을 마련하는 데 있어, 노드화(nodalization)를 수행하여 원자로의 냉각재가 흐르는 유체채널을 다수의 노드로 분할하고, 볼륨(volume)과 정션(junction)에 냉각재의 유체채널의 형상과 관련된 정보와, 압력손실계수(pressure loss coefficient)와 같은 유동의 물리적 특성과 관련된 정보들을 사용자가 입력하게 된다.
또한, 시스템 코드들은 그 계산을 수행하는 방식에 있어서, 3차원의 공간적 분포를 갖는 열수력 현상을 단순화된 1차원 집중변수모델(lumped parameter model)에 의거하여 계산이 이루어지게 된다.
이러한 시스템 코드들의 노드화 및 입력값 작성은, 노드화에 있어 논리적으로 명확한 판단 기준 없이 사용자의 경험과 판단에 의존하고 있을 뿐만 아니라 형상정보의 입력에 있어 사용자의 수작업에 따른 입력수치의 오류발생 가능성이 높은 문제점이 있다. 또한, 압력손실계수(pressure loss coefficient)가 사용자의 공학적 판단에 의해 입력되어야 하는 문제점이 있다.
이와 아울러, 시스템 코드들이 계산과정에서 집중변수모델을 사용하기에 그 해석의 결과에 대한 불확실도가 상승하게 되고, 이로 인하여 원자로의 안전성을 확보하기 위해 과도한 안전 여유도를 필요로 하게 되어, 원자로의 제작과 안전규제에 있어 과다한 비용이 발생하는 문제점이 있다.
이러한 시스템 코드들과 대조적으로, 시스템 코드들에 비해 나중에 개발된 ANSYS-CFX와 같은 3차원 CFD 소프트웨어들은 지속적으로 발전하고 있는 컴퓨터 하드웨어 환경을 충실히 반영하여 개선이 이루어지고 있다. 이러한 3차원 CFD 소프트웨어들은 원자로 유체채널의 3차원 CAD 형상을 입력값으로 사용하여 유동계산이 가능하기에, 원자로의 유체채널에 대하여 시스템 코드의 노드화와 같은 주관적인 단순화 과정을 거치지 않을 뿐만 아니라 시각적으로 그 형상을 확인 가능하며, 압력손실계수를 사용자가 입력할 필요가 없다.
그러나 이러한 3차원 CFD 소프트웨어들은 원자로 유체채널의 3차원 형상을 충분히 반영하여 계산이 가능하다는 장점이 있기는 하나, 시간에 따라 유동양상이 변화하는 과도상태 해석(transient state analysis)을 수행하기에는 그 계산에 소요되는 시간이 과다하게 길기 때문에, 냉각재 상실사고(Loss of Coolant Accident, LOCA), 주증기관 파단사고(Main Steam Line Break, MSLB)와 같은 원자로의 과도상태를 해석하기에는 부적합하다는 문제점이 있다.
본 발명은 상기한 문제점을 해결하기 위하여, 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CFD 해석을 통해 시스템 코드의 입력으로 요구되는 노드화 설정위치와 그에 적용되는 노드별 압력손실계수를 최적화함으로써, 시스템 코드를 이용한 종래의 원자로 열수력 안전해석에서 수반되는 해석 결과의 불확실도를 보상하기 위해 적용된 과도한 안전 여유도를 효과적으로 줄여줄 수 있으며, 3차원 CFD 코드로 수행하기 어려운 원자로의 과도상태(transient state) 해석을 시스템 코드를 이용하여 신속하게 계산하면서도 3차원 CFD 해석 결과에 근사한 계산 결과를 얻을 수 있는 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법을 제공하는 데 그 목적이 있다.
상기의 목적을 달성하기 위한 기술적 사상으로서의 본 발명은, 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 생성하는 단계와, 저온관부터 고온관까지의 원자로 유체채널에 대한 노드화(nodalization) 위치를 설정하는 단계와, 상기 설정된 노드화 위치 정보에 따라 상기 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 이용하여 유체채널의 형상정보를 생성하는 단계와, 상기 생성된 유체채널의 형상정보에 기초하여 유동영역에 대한 3차원 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석을 통한 열수력 계산을 수행하는 동시에 각 노드별 압력손실계수를 계산하는 단계와, 상기 유체채널의 형상정보와 CFD 해석을 통해 계산된 노드 별 압력손실계수를 이용하여 시스템 코드를 통한 원자로 시스템의 열수력 계산을 수행하는 단계와, 상기 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 상기 시스템 코드의 열수력 계산결과를 비교하는 단계와, 비교결과, 상기 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 상기 시스템 코드의 열수력 계산결과에서 나타나는 차이가 미리 설정된 기준범위를 벗어나면, 시스템 코드를 통한 열수력 계산을 위한 노드화 위치를 변경하고, 변경된 노드화 위치 정보에 따라 상기 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 이용하여 유체채널의 형상정보를 다시 생성하여, 다시 생성된 유체채널의 형상정보에 기초하여 유동영역에 대한 3차원 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석을 통한 열수력 계산을 다시 수행하는 동시에 각 노드별 압력손실계수를 다시 계산하고, 변경된 유체채널의 형상정보와 CFD 해석을 통해 다시 계산된 노드별 압력손실계수를 이용하여 시스템 코드를 통한 원자로 시스템의 열수력 계산을 다시 수행하여, 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 시스템 코드의 열수력 계산결과의 차이가 기준범위 이내에 들어올 때까지 반복하는 단계 및 비교결과, 상기 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 상기 시스템 코드의 열수력 계산결과에서 나타나는 차이가 미리 설정된 기준범위 이내에 포함되면, 상기 설정된 노드화 위치 정보와 계산된 노드별 압력손실계수를 상기 시스템 코드의 최적화된 노드화 입력값으로 설정하는 단계를 포함하여 구성되어 3차원 전산유체역학 해석을 통하여 최적화된 노드화 입력값을 시스템 코드의 입력값으로 사용하여 원자로 시스템의 열수력 계산을 수행하는 것을 특징으로 한다.
본 발명에 따른 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법은 3차원 CFD 해석을 통하여 시스템 코드의 입력자료로 요구되는 노드화 설정 위치와 그에 따른 각 노드별 압력손실계수를 최적화하고, 최적화된 노드화 설정 위치와 노드별 압력손실계수를 이용하여 시스템 코드를 통한 열수력 계산을 수행함으로써, 시스템 코드를 사용하는 원자로 시스템의 열수력 해석에 있어서 계산결과에 대한 불확실도를 감소시켜, 원자로 시스템의 설계와 안전규제에 있어서의 과다한 안전 여유도를 합리적으로 줄여줄 수 있는 동시에, 충분한 정확도를 유지하면서도 원자로의 과도상태 해석에 소요되는 계산시간을 효과적으로 줄여줄 수 있다.
이하에서는, 본 발명의 바람직한 실시예를 첨부 도면에 의거하여 상세하게 설명하기로 한다.
도 1은 본 발명에 따른 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법에 대한 순서도이다.
도 1에 도시된 바에 의하면, 본 발명에 따른 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법은, 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 생성하는 단계(S110)와, 저온관부터 고온관까지의 원자로 유체채널에 대한 노드화(nodalization) 위치를 설정하는 단계(S120)와, 상기 설정된 노드화 위치 정보에 따라 상기 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 이용하여 유체채널의 형상정보를 생성하는 단계(S130)와, 상기 생성된 유체채널의 형상정보에 기초하여 유동영역에 대한 3차원 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석을 통한 열수력 계산을 수행하는 동시에 각 노드별 압력손실계수를 계산하는 단계(S140)와, 상기 유체채널의 형상정보와 CFD 해석을 통해 계산된 노드별 압력손실계수를 이용하여 시스템 코드를 통한 원자로 시스템의 열수력 계산을 수행하는 단계(S150)와, 상기 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 상기 시스템 코드의 열수력 계산결과를 비교하는 단계(S160)와, 비교결과가 미리 설정된 기준범위를 벗어나면, 노드화 위치를 변경하고(S170), 비교결과가 기준범위 이내에 들어올 때까지 상기 S130 내지 S170 단계를 반복 수행하여 시스템 코드의 노드화 정보를 최적화하는 단계(S180)를 포함하여 구성된다.
이하에서는, 상술한 본 발명에 따른 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법을 각 단계별로 보다 구체적으로 살펴보기로 한다.
도 2는 본 발명에 따른 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상 생성과정에 대한 순서도이며, 도 3은 본 발명에 따른 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상 생성과정에 대한 개념도로서, 이들을 연관지어 설명한다.
도 2 및 3을 참조하면, 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역(360)에 대한 3차원 CAD 형상을 생성하는 단계(S110)는, 저온관부터 고온관까지의 원자로 구조물의 형상을 따라 구조물 고체영역(340)을 생성하는 단계(S210)와, 저온관부터 고온관까지의 원자로 내부를 채우는 기준 고체영역(350)을 생성하는 단계(S220)와, 기준 고체영역(350)에서 구조물 고체영역(340)을 배제하는 단계(S230)와, 구조물 고체영역(340)이 배제된 기준 고체영역(350)을 이용하여 유동영역(360)에 대한 3차원 CAD 형상을 생성하는 단계(S240) 및 생성된 3차원 CAD 형상에서 노심(320)을 다공성 매질 모델(330)로 대체하는 단계(S250)로 구성되어 있다.
이를 보다 구체적으로 살펴보면,
원자로 압력용기(310)의 내부는 노심(core), 하향 유로관(downcomer), 하부 플레넘(lower plenum), 하부지지 구조물(lower support structure) 및 상부 플레넘(upper plenum) 등과 같은 냉각재의 유동경로 상에 위치한 다수의 구조물들을 포함하고 있다. 이러한 구조물들의 형상을 단순화시키지 않고 3차원 CAD로 입력하여 구조물 고체영역(340)을 생성(S210)한다.
그 다음으로, 원자로 압력용기(310) 내의 구조물들이 전혀 없는 상태를 설정하여 그 내부를 채움으로써 기준 고체영역(350)을 생성(S220)하는데, 원자로 압력용기(310)를 완전히 채우지 않고 기준 고체영역(350) 상부의 일부를 비워두는 것도 가능하다. 이는 냉각재가 실제로 원자로 압력용기(310) 내부를 완전히 채우지 않는 경우에 대한 것으로, 냉각재가 상부 플레넘(미도시)을 완전히 채우지 않는 상황에 대한 모사이다.
이어서, 기준 고체영역(350)에서 구조물 고체영역(340)을 배제하는 단계(S230)로, 이는 저온관부터 고온관까지의 원자로 내에서 냉각재가 흐르는 유체채널만을 얻기 위한 단계이다.
다시 말해서, 구조물 고체영역(340)이 배제된 기준 고체영역(350)을 이용하여 유동영역(360)에 대한 3차원 CAD 형상을 최종적으로 생성하게 되며(S240), 이와 같이 생성된 3차원 CAD 형상을 이용하여 후술할 시스템 코드의 입력값으로 사용되는 유체채널의 형상정보를 정확하고 용이하게 추출할 수 있다.
이어서, 생성된 3차원 CAD 형상에서 노심(320)을 다공성 매질 모델(330)로 모사하여 대체하게 되는데(S240), 이는 후술할 3차원 CFD의 해석을 효율적으로 수행하기 위함이다. 즉, 원자로 노심 내에 복잡한게 밀집된 다양한 형상의 구조물들 때문에 노심 내의 실제 유동영역을 그대로 적용하여 3차원 CFD 해석을 수행하는 것은 현실적으로 불가능하며, 이에 따라 원자로의 노심(320)은 그 전체를 하나의 다공성 매질로 모사하여 실제 노심에 대한 3차원 CAD 형상을 대체함으로써 3차원 CFD의 해석을 수행하게 된다.
이어서, 저온관부터 고온관까지의 원자로 유체채널의 노드화(nodalization) 위치를 설정하는 단계(S120)는, 원자로 내의 유체채널을 어떠한 위치에서 각각의 노드(node)로 분할할 것인지 결정하는 과정으로, 시스템 코드의 입력값을 마련하기 위한 목적이다. 사용자는 원자로의 도면과 물리적 현상의 중요성 등에 근거하여 원자로 내의 유체채널을 분할할 위치를 지정함으로써 노드화 위치를 설정하게 되며, 이러한 노드화 위치설정은 후술할 3차원 CFD에 의한 해석결과와 시스템 코드에 의한 해석결과가 기준범위 내에서 일치할 때까지 반복적으로 필요하다.
설정된 노드화 위치 정보에 따라 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 이용하 여 유체채널의 형상정보를 생성하는 단계(S130)에서는, 노드화 설정 위치에 대한 좌표정보를 입력받아 상술한 유동영역의 3차원 CAD 형상으로부터 각 노드에 대응하는 다수의 분할된 3차원 CAD 형상이 자동으로 생성되며, 이에 따라 각각의 노드에 대한 형상정보가 자동으로 생성될 수 있다.
시스템 코드의 입력값으로 요구되는 형상정보에는 각 노드에 대한 볼륨(volume)과 정션(junction)에 대한 다양한 물리적 정보가 포함된다. 다시 말해서, 각각의 노드에 대해 해당 노드의 수력직경, 길이, 부피 등의 정보는 물론 노드와 노드가 만나는 정션들의 단면적 등과 같은 다양한 형상정보를 필요로 한다.
본 발명에서는 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 미리 생성하여, 노드화 설정 위치가 변경될 때마다 변경된 노드화 설정 위치의 좌표정보를 입력하는 것만으로, 미리 생성된 3차원 CAD 형상정보를 통해 각각의 노드에 대한 형상정보를 자동적으로 생성하여 줌으로써, 사용자가 시스템 코드의 볼륨과 정션에 대한 형상정보를 직접 계산하여 입력하던 종래의 방법에 비해 인적오류의 발생확률을 현저하게 줄일 수 있을 뿐만 아니라, 작업시간을 크게 단축할 수 있다.
생성된 유체채널의 형상정보에 기초하여 유동영역에 대한 3차원 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석을 통한 열수력 계산을 수행하는 동시에 각 노드별 압력손실계수를 계산하는 단계(S140)에서는, 앞서 설명한 바와 같이, 생성된 3차원 CAD 형상 중 노심(320)을 다공성 매질 모델(330)로 모사하여 대체한 유동영역(360)을 대상으로 한다.
저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역(360)에 대해 3차원 CFD 해석을 수행하면, 그 결과 각각의 격자(mesh)에서 유동의 압력과 속도가 계산된다. 이러한 국소적인 압력과 유속은 시스템 코드의 입력값으로서 필요한 압력손실계수로 직접적으로 계산될 수 없는데, 이는 시스템 코드의 볼륨과 정션에 필요한 값들이 각 노드에 있어서 적용되는 평균값이기 때문이다.
따라서, 3차원 CFD 해석 결과로부터 각각의 노드에 대응하여 각각의 노드 내에서의 압력 및 유속에 대한 평균값을 계산하여 각각의 노드에 적용되는 압력손실계수를 도출하게 된다.
이어서, 설정된 노드화 위치에 따라 생성된 유체채널의 형상정보와 도출된 각 노드별 압력손실계수를 이용하여 시스템 코드를 통한 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 열수력 계산을 수행한다(S150). 이 때, 열수력 계산에 사용되는 시스템 코드로는 RELAP, TRACE, CATHARE, MARS, TRAC 등과 같은 다양한 시스템 코드가 사용될 수 있다.
3차원 CFD 해석 및 시스템 코드의 열수력 계산 결과를 비교하는 단계(S160)는, 노드화를 통한 시스템 코드의 열수력 계산 결과가 어느 정도의 정확도를 가지고 있는가를, 상대적으로 정확도가 높은 계산 결과를 도출하는 3차원 CFD 해석 결과와 비교, 판단함으로써 보다 정확한 모사가 가능한 노드화 정보를 도출하기 위함이다.
3차원 CFD 해석 및 시스템 코드의 열수력 계산 결과를 비교하는 데 사용되는 비교인자로는, 유동양상을 대표할 수 있는 주요 인자인 각 노드별 평균압력과 평균속도를 선택하는 것이 일반적이다.
계산 결과의 비교에 있어서는, 3차원 CFD의 해석방식과 시스템 코드의 해석방식 간에 유한체적법(Finite Volume Method, FVM) 및 유한요소법(Finite Element Method, FEM)과 같은 수치해석기법(numerical scheme)의 차이가 있을 수 있을 뿐만 아니라, 시스템 코드들이 주로 집중변수모델(lumped parameter model)을 사용하기 때문에 동일한 대상의 해석에 있어서도 수치상으로 어느 정도의 차이가 발생하는 것은 피할 수 없으므로, 유동의 평균압력과 평균속도 각각에 대한 오차범위를 열수력 계산에서 통상적으로 인정되는 범위인 10% 이내로 제한하는 것이 일반적이다. 다만, 이러한 오차범위는 열수력 해석의 목적과 상황에 따라 변경될 수 있으며, 특히 엄밀한 열수력 현상 해석을 요구하는 경우에는 5% 이내의 오차범위를 기준범위로 정하는 것이 바람직하다.
다시 말해서, 3차원 CFD 해석과 시스템 코드를 통한 열수력 계산 결과를 비교함에 있어서는, 유동영역 내의 모든 노드들을 대상으로 하여 각 노드에서 3차원 CFD 해석과 시스템 코드를 통해 각각 계산된 평균압력과 평균속도의 차이가 기준범위 이내의 오차범위에 속하는지의 여부를 판단하여, 그 결과가 상술한 기준범위를 만족하는 경우, 3차원 CFD의 해석결과와 시스템 코드의 해석결과가 동일성을 갖는다고 판단한다.
비교 결과, 3차원 CFD 해석과 시스템 코드로부터 얻어진 열수력 계산 결과가 기준 범위 이상의 오차를 보이는 경우, 이는 노드화된 시스템 코드의 해석 결과가 실제 시스템에서 발생되는 현상을 정확하게 모사하지 못하고 있음을 의미하는 것이므로, 노드화 위치를 변경하여(S170), 변경된 노드화 위치에 따라 유체채널의 형상정보를 다시 생성하고(S130), 이를 기초로 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역의 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산 및 노드별 압력손실계수 계산을 재수행하고(S140), 수정된 입력값을 이용하여 시스템 코드를 이용한 원자로 시스템의 열수력 계산을 수행하여(S150), 3차원 CFD 해석과 시스템 코드의 열수력 계산 결과를 비교하는 단계(S160)를 3차원 CFD 해석과 시스템 코드로부터 얻어진 열수력 계산 결과가 기준 범위 이내에 들어오게 될 때까지 반복 수행한다.
상술한 바와 같은 과정을 거쳐, 3차원 CFD 해석과 시스템 코드로부터 얻어진 열수력 계산 결과에서 나타나는 오차가 기준 범위 이내에 포함되면, 노드화된 시스템 코드의 해석 결과가 실제 시스템에서 발생되는 현상을 정확하게 모사하고 있는 것으로 판단하여, 이 때 설정된 노드화 위치에 따른 유체채널의 형상정보와 각 노드별 압력손실계수를 최적화된 시스템 코드의 노드화 정보로 확정하게 된다(S180).
상술한 바와 같이, 본 발명에 따른 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법에서는, 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역의 실제 형상정보에 기초한 3차원 CFD 해석 결과를 활용하여 시스템 코드의 노드화 정보를 도출함으로써, 실제형상이 아닌 단순화된 노드들에 대한 집중변수모델(lumped parameter model)을 사용하는 시스템 코드를 사용하면서도, 3차원 CFD의 해석과 근사하는 열수력 계산 결과를 제공할 수 있는 방법을 제시함으로써 종래의 시스템 코드를 사용한 계산에서 우려되던 계산결과의 불확실도를 현저하게 줄일 수 있다.
또한, 이렇게 최적화된 노드화 정보에 기초하여 시스템 코드를 통해 원자로 시스템의 과도상태 해석을 수행함으로써, 원자로 냉각재 상실사고(Loss Of Coolant Accidnet, LOCA)나 주증기관 파단사고(Main Steam Line Break, MSLB) 등과 같이 시간의 흐름에 따라 유동의 특성이 급격하게 변화하는 원자로의 중대사고를 모사하는데 있어서 신속하게 신뢰도있는 계산결과를 제공할 수 있다는 효과가 있다.
도 1은 본 발명에 따른 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법에 대한 순서도.
도 2는 본 발명에 따른 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상 생성과정에 대한 순서도.
도 3은 본 발명에 따른 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상 생성과정에 대한 개념도.
<도면의 주요부분에 대한 부호의 설명>
320 : 노심 330 : 노심 다공성 매질 모델
360 : 유동영역

Claims (7)

  1. 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 생성하는 단계와;
    저온관부터 고온관까지의 원자로 유체채널에 대한 노드화(nodalization) 위치를 설정하는 단계와;
    상기 설정된 노드화 위치 정보에 따라 상기 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 이용하여 유체채널의 형상정보를 생성하는 단계와;
    상기 생성된 유체채널의 형상정보에 기초하여 유동영역에 대한 3차원 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석을 통한 열수력 계산을 수행하는 동시에 각 노드별 압력손실계수를 계산하는 단계와;
    상기 유체채널의 형상정보와 CFD 해석을 통해 계산된 노드별 압력손실계수를 이용하여 시스템 코드를 통한 원자로 시스템의 열수력 계산을 수행하는 단계와;
    상기 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 상기 시스템 코드의 열수력 계산결과를 비교하는 단계와;
    비교결과, 상기 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 상기 시스템 코드의 열수력 계산결과에서 나타나는 차이가 미리 설정된 기준범위를 벗어나면, 시스템 코드를 통한 열수력 계산을 위한 노드화 위치를 변경하고, 변경된 노드화 위치 정보에 따라 상기 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 이용하여 유체채널의 형상정보를 다시 생성하여, 다시 생성된 유체채널의 형상정보에 기초하여 유동영역에 대 한 3차원 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석을 통한 열수력 계산을 다시 수행하는 동시에 각 노드별 압력손실계수를 다시 계산하고, 변경된 유체채널의 형상정보와 CFD 해석을 통해 다시 계산된 노드별 압력손실계수를 이용하여 시스템 코드를 통한 원자로 시스템의 열수력 계산을 다시 수행하여, 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 시스템 코드의 열수력 계산결과의 차이가 기준범위 이내에 들어올 때까지 반복하는 단계; 및
    비교결과, 상기 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 상기 시스템 코드의 열수력 계산결과에서 나타나는 차이가 미리 설정된 기준범위 이내에 포함되면, 상기 설정된 노드화 위치 정보와 계산된 노드별 압력손실계수를 상기 시스템 코드의 최적화된 노드화 입력값으로 설정하는 단계;를 포함하여 구성되어,
    3차원 전산유체역학 해석을 통하여 최적화된 노드화 입력값을 시스템 코드의 입력값으로 사용하여 원자로 시스템의 열수력 계산을 수행하는 것을 특징으로 하는 3차원 전산유체역학 해석을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법.
  2. 제 1항에 있어서,
    상기 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 생성하는 단계는,
    저온관부터 고온관까지의 원자로 내의 구조물의 형상을 따라 구조물 고체영역을 생성하는 단계와;
    저온관부터 고온관까지의 원자로 내부를 채우는 기준 고체영역을 생성하는 단계와;
    기준 고체영역에서 구조물 고체영역을 배제하는 단계와;
    구조물 고체영역이 배제된 기준 고체영역을 이용하여 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 생성하는 단계; 및
    생성된 3차원 CAD 형상에서 노심을 다공성 매질 모델로 대체하는 단계;
    를 포함하여 구성되는 것을 특징으로 하는 3차원 전산유체역학 해석을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법.
  3. 제 1항에 있어서,
    상기 설정된 노드화 위치 정보에 따라 상기 유동영역에 대한 3차원 CAD 형상을 이용하여 유체채널의 형상정보를 생성하는 단계는,
    입력되는 노드화 위치의 좌표정보에 따라 상기 3차원 CAD 형상을 분할하여 다수의 3차원 유체 체적을 자동으로 생성함으로써 수행되는 것을 특징으로 하는 3차원 전산유체역학을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법.
  4. 제 1항에 있어서,
    상기 3차원 CFD 해석을 통한 열수력 계산결과와 상기 시스템 코드의 열수력 계산결과를 비교하는 단계에서는,
    각각의 노드에 있어서의 유동의 평균압력과 평균속도를 비교하는 것을 특징으로 하는 3차원 전산유체역학 해석을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법.
  5. 제 4항에 있어서,
    상기 각 노드별 유동의 평균압력과 평균속도의 비교에 적용되는 기준범위는,
    각 노드별 유동의 평균압력과 평균속도에 대해 각각 10%의 오차범위가 적용되는 것을 특징으로 하는 3차원 전산유체역학 해석을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법.
  6. 제 1항에 있어서,
    상기 원자로의 열수력 계산에 사용되는 시스템 코드는,
    RELAP, TRACE, CATHARE, MARS 및 TRAC 중의 어느 하나인 것을 특징으로 하는 3차원 전산유체역학 해석을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법.
  7. 제 1항에 있어서,
    상기 3차원 전산유체역학 해석을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법은,
    정상상태의 저온관부터 고온관까지의 원자로 유동영역에 대한 3차원 전산유체역학 해석을 통하여 얻어진 최적화된 노드화 입력값을 시스템 코드의 입력값으로 사용하여 원자로 시스템의 과도상태 열수력 계산을 수행하는 것을 특징으로 하는 3차원 전산유체역학 해석을 이용한 원자로 열수력 안전해석 방법.
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