KR101104894B1

KR101104894B1 - 열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법

Info

Publication number: KR101104894B1
Application number: KR1020090102323A
Authority: KR
Inventors: 김요한; 하상준; 양창근; 이동혁; 최훈; 김세윤
Original assignee: 한국수력원자력 주식회사
Priority date: 2009-10-27
Filing date: 2009-10-27
Publication date: 2012-01-12
Also published as: KR20110045660A

Abstract

본 발명은 열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법으로서, 핵증기공급계통에 대해서 핵증기공급계통 모델을 생성하는 제1 단계, 노심 고온수로에 대해서 노심 고온수로 모델을 생성하는 제2 단계, 노심 고온점에 대해서 노심 고온점 모델을 생성하는 제3 단계, 상기 핵증기공급계통 모델을 이용해서 핵증기공급계통의 온도, 압력, 또는 유량에 대한 계산결과를 산출하고, 열수력 안전해석코드와 상기 노심 고온수로 모델을 이용해서 노심 고온수로의 열출력, 열유속, 또는 핵비등이탈율에 대한 계산결과를 산출하는 제4 단계, 열수력 안전해석코드와 상기 노심 고온점 모델을 이용해서 노심 고온점의 온도분포, 반경방향 평균 엔탈피, 또는 피복재의 최대온도에 대한 계산결과를 산출하는 제5 단계, 및 상기 제4 단계에서 산출된 계산결과와 상기 제5 단계에서 산출된 계산결과를 기초로 해서 노심의 핵비등이탈율 또는 반경방향 평균 엔탈피를 분석하여 원자로 노심의 평가결과로서 제시하는 제6 단계를 포함한다.

원자로 노심, 간극의 열전달 상수, 핵연료봉의 평균 엔탈피

Description

열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법{NUCLEAR REACTOR CORE ASSESSMENT METHOD USING THERMAL HYDRAULIC SAFETY ANALYSIS CODE}

본 발명은 원자력발전소에 설계기준사고(DBA; Design Basis Accident)가 발생하였을 경우 원자로 노심(Reactor Core)의 거동을 평가하는 방법 및 체계에 관한 것으로, 특히, 열수력 안전해석코드를 이용하여 원자력발전소 핵증기공급계통(Neuclear Steam Supply System)의 열수력 거동을 분석하면서 원자로 노심의 거동을 동시에 평가하는 방법에 관한 것이다.

종래의 원자로 노심 평가방법에서는 열수력 안전해석코드(Thermal Hydraulic Safety Analysis Code)를 이용한 핵증기공급계통 평가 결과와 노심 핵연료 집합체 및 핵연료봉 설계 결과 등을 이용하는 별도의 전산코드 체계를 이용하여 노심 거동을 평가하고 있어 여러 개의 전산코드를 운용해야 하는 어려움이 있었으며, 전산코드 간 데이터 교환으로 인해서, 평가 시점이 불연속적이었고 정확도도 저하되었기 때문에, 현실성이 떨어지는 문제점이 있었다. 또한, 구성 전산코드가 가진 보수성으로 인해서, 원전 안전성 평가시 안전여유도가 감소되는 문제점도 있었다.

본 발명에서는 이러한 문제점을 해결하기 위하여 열수력 안전해석코드 체계에 적합하도록 핵증기공급계통, 노심의 고온수로, 노심의 고온점을 모델링한 후 열수력 안전해석코드를 이용해서 단일한 코드체계로 원자로 노심을 평가하는 방법을 제공하는 것을 목적으로 한다.

본 발명은 열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법으로서, 상기 목적을 달성하기 위하여, 핵증기공급계통에 대해서 핵증기공급계통 모델을 생성하는 제1 단계, 노심 고온수로에 대해서 노심 고온수로 모델을 생성하는 제2 단계, 노심 고온점에 대해서 노심 고온점 모델을 생성하는 제3 단계, 상기 핵증기공급계통 모델을 이용해서 핵증기공급계통의 온도, 압력, 또는 유량에 대한 계산결과를 산출하고, 열수력 안전해석코드와 상기 노심 고온수로 모델을 이용해서 노심 고온수로의 열출력, 열유속, 또는 핵비등이탈율에 대한 계산결과를 산출하는 제4 단계, 열수력 안전해석코드와 상기 노심 고온점 모델을 이용해서 노심 고온점의 온도분포, 반경방향 평균 엔탈피, 또는 피복재의 최대온도에 대한 계산결과를 산출하는 제5 단계, 및 상기 제4 단계에서 산출된 계산결과와 상기 제5 단계에서 산출된 계산결과를 기초로 해서 노심의 핵비등이탈율 또는 반경방향 평균 엔탈피를 분석하여 원자로 노심의 평가결과로서 제시하는 제6 단계를 포함하고, 상기 제2 단계에서, 상기 노심의 고온수로를 복수의 노드로 분할하여 노심 고온수로 모델을 생성한다.

또한, 본 발명은 상기 제3 단계에서, 노심 고온점을 복수의 노드로 분할하여 노심 고온점 모델을 생성하고, 노심 고온점 모델의 각 노드의 핵연료 소결체, 간극, 피복재를 복수의 계산영역으로 분할한다.

또한, 본 발명은 상기 제5 단계에서, 노심 고온점 모델에서 각각의 노드별로, 각각의 핵연료 소결체의 계산영역에서 핵연료 내부저장에너지를 핵연료 소결체의 최소 밀도 및 해당 계산영역의 부피로 나눈 값을 구하고, 이 값들 중 가장 큰 값을 노심 고온점 모델의 노드별 반경방향 평균 엔탈피로 채택한다.

또한, 본 발명은 상기 제5 단계에서, 노심 고온점 모델에서 각각의 노드별로, 각각의 핵연료 소결체의 계산영역에서 해당 계산영역의 온도에 상응하는 핵연료 내부저장에너지와 해당 계산영역의 면적비를 곱한 값을 구하고, 이 값들을 합산한 값을 노심 고온점 모델의 노드별 반경방향 평균 엔탈피로 채택한다.

본 발명에 따라서 열수력 안전해석코드를 이용하여 원자로 노심을 평가하면, 종래의 평가방법에 비해 평가시스템 운영, 유지 및 보수비용이 적게 소요되며, 평가결과에 대한 신뢰도가 높기 때문에, 안전확보에 유리하고 설계여유도가 크다는 이점이 있다.

또한, 본 발명에 따르면, 종래의 원전 안전해석 노심 평가방법에서의 다양한 전산코드 운용의 어려움, 현실성 결여, 원전 안전성 평가시 안전여유도 감소 등의 문제를 해결할 수 있고, 코드 운용 자원이 감소된다는 이점이 있다.

이하, 첨부된 도면을 참고하여 본 발명에 따른 원자로 노심 평가방법에 대해 상세히 설명한다.

도 1은 열수력 안전해석코드를 이용한 노심 평가방법의 흐름도이다.

도 1에서 도시된 바와 같이, 본 발명에 따른 원자로 노심 평가방법(100)은 핵증기공급계통 모델을 생성하는 제1 단계(101), 노심의 고온수로 모델을 생성하는 제2 단계(103), 노심의 고온점 모델을 생성하는 제3 단계(105), 핵증기공급계통의 거동 및 노심 고온수로의 거동을 계산하는 제4 단계(107), 노심 고온점의 거동을 계산하는 제5 단계(109), 및 노심의 거동을 분석하여 원자로 노심을 평가하는 제6 단계(111)를 포함한다.

제1 단계는 핵증기공급계통 모델을 생성하는 단계로서, 제1 단계에서는 열수력 안전해석코드 체계에 적합하도록 핵증기공급계통을 모델링한다. 핵증기공급계통 모델은 열수력 안전해석코드의 매뉴얼 및 지침서 등에서 제시하는 모델링 방법에 따라서 구해지며, 노심 열전도체 및 열수로 구성을 포함한다. 노심 열전도체 및 열수로 구성은 보다 정확한 모의가 가능하도록 복수의 노드로 구성될 수 있다. 본 발명의 일 실시예에 따르면, 노심 전체가 축 방향으로 적층된 6개 이상의 노드로 구성된 원통형으로 구성될 수 있다. 도 2는 노심 열전도체 및 열수로 구성을 6개의 노드가 적층된 원통형으로 모델링한 예를 도시한 도면이다.

제2 단계는 노심 고온수로 모델을 생성하는 단계로서, 제2 단계에서는 핵연료봉 피복재 표면에서의 핵비등이탈율 등 열수력 수로에서의 주요 설계변수를 계산하기 위한 노심의 고온수로를 모델링한다. 노심 고온수로 노심 전체의 열수력 수로 중 열유속이 가장 높은 가상의 수로를 나타내는데, 노심 고온수로 모델은 열수력 안전해석코드에서 제공하는 임계 열수속 상관식을 이용해서 구한다. 노심 고온수로에서 계산된 값 또는 결과는 노심 고온수로를 제외한 다른 부분에서의 계산에 영향을 미치지 않는다.

노심 고온수로는 보다 정확한 모의가 가능하도록 복수의 노드로 구성될 수 있다. 본 발명의 일 실시예에 따르면, 노심 고온수로는 축방향으로 높이가 15.24센티미터(6.0인치) 이하인 노드가 20개 이상 적층된 수로로 구성될 수 있다. 이때, 노드의 수는 민감도 분석을 통해 오차가 최소화되도록 실험적으로 결정된 값이다.

제3 단계는 노심 고온점 모델을 생성하는 단계로서, 제3 단계에서는 핵연료봉 내 엔탈피 축적량 등 핵연료봉 내에서의 주요 설계변수를 계산하기 위한 노심의 고온점을 모델링한다. 노심 고온점은 열수력 안전해석코드에서 제공하는 점 근사 동특성 모델(Point Kinetics Model)을 통해 계산된 원자로에서 생산된 열이 핵연료봉 내에 축적될 때 가장 높은 에너지가 축적되는 가상의 핵연료봉을 나타낸다. 핵연료봉은 일반적으로 핵연료 소결체, 피복재, 핵연료 소결체와 피복재 사이의 간격을 포함한다. 노심 고온수로에서 계산된 값 또는 결과는 노심 고온수로를 제외한 다른 부분에서의 계산에 영향을 미치지 않는다.

노심 고온점은 보다 정확한 모의가 가능하도록 복수의 노드로 구성될 수 있다. 본 발명의 일 실시예에 따르면, 노심 고온점 모델은 핵연료봉의 축방향으로 높이가 19.05센티미터(7.5인치) 이하인 노드가 20개 이상 적층된 원통형으로 구성될 수 있다. 또한, 노심 고온점 모델의 각 노드에서의 계산영역은 세분화되는데, 각 노드에서의 계산영역은 핵연료봉의 반경방향으로 핵연료 소결체 영역에 대해서 8개 이상, 간극 영역에 대해서 1개 이상, 피복재 영역에 대해서 4개 이상의 영역으로 분할될 수 있다(도 3 및 도 4 참조). 이때, 노드의 수와 계산영역의 수는 민감도 분석을 통해 오차가 최소화되도록 실험적으로 결정된 값이다. 도 3은 핵연료봉의 반경방향 구성도이고, 도 4는 노심 고온점 모델의 임의의 노드에서 계산영역을 분할한 예를 도시한 도면으로서, 핵연료 소결체 영역은 8개, 간극 영역은 1개, 피복재 영역은 4개의 계산영역으로 분할한 예를 보여준다.

간극의 열전달 상수를 구하는 경우에, 간극의 열전달 상수는 정상상태 또는 과도상태 시 계산된 온도에 따른 간극을 구성하는 기체인 헬륨, 아르곤, 네온, 제논, 크립톤 및 질소의 열전달 상수를 구성 비율에 따라 합산하여 실시간으로 계산된다.

제4 단계는 핵증기공급계통 모델을 이용해서 핵증기공급계통의 거동에 대한 계산결과를 산출하고 노심 고온수로 모델을 이용해서 노심 고온수로의 거동에 대한 계산결과를 산출하는 단계로서, 제4 단계에서는 열수력 안전해석코드를 이용하여 정상상태 또는 과도상태 시 핵증기공급계통의 거동과 노심 고온수로의 거동을 계산한다. 핵증기공급계통의 거동은 핵증기공급계통의 온도, 압력, 유량 등 핵증기공급계통의 주요 물성치에 의해서 파악될 수 있다. 그리고, 노심 고온수로의 거동은 원자로 열출력, 열유속, 핵비등이탈율 등에 의해서 파악될 수 있는데, 정상상태 또는 과도상태 시 핵증기공급계통의 온도, 압력, 유속 등을 바탕으로, 노심 고온수로 내에서의 열출력, 열유속, 핵비등이탈율 등이 실시간으로 계산된다. 여기서, 열유속 이라 함은 단위면적당 단위시간에 흐르는 열량을 의미하며, 핵비등이탈율이라 함은 온도가 급상승하기 시작하는 임계열유속과 실제 열유속의 비를 의미한다.

제5 단계는 노심 고온점 모델을 이용해서 노심 고온점의 거동에 대한 계산결과를 산출하는 단계로서, 제5 단계에서는 열수력 안전해석코드를 이용해서 정상상태 또는 과도상태 시 노심 고온점의 거동을 계산한다. 노심 고온점의 거동은 핵연료봉 온도분포, 핵연료봉 반경방향 평균 엔탈피, 핵연료봉 피복재의 최대온도 등 가상 핵연료봉에서의 주요 열수력적 물성치에 의해서 파악될 수 있는데, 제4 단계를 통해 산출된 계산결과들, 냉각재유량의 변화량 등을 바탕으로, 정상상태 또는 과도상태 시 가상 핵연료봉에서의 주요 열수력적 물성치가 각 노드별로 계산된다. 본 명세서에서는 각 노드별 평균 엔탈피를 구하기 위한 방법을 2가지 제시한다.

노심 고온점 모델에서 노드별 반경방향 평균 엔탈피를 구하는 제1 방법은 열수력 안전해석코드에서 계산한 각 계산영역에서의 핵연료 내부 저장 에너지에 각 핵연료 소결체의 밀도와 부피를 이용한다. 더 구체적으로는, 각각의 노드별로, 각각의 핵연료 소결체의 계산영역에서 핵연료 내부저장에너지를 핵연료 소결체의 최소 밀도 및 해당 계산영역의 부피로 나눈 값을 구하고, 이 값들 중 당해 노드에서 가장 큰 값을 노드별 반경방향 평균 엔탈피로 채택하는 것으로서, 이와 같은 방법은 수학식 1과 같이 표현할 수 있다.

여기서, SE**는 핵연료 내부저장에너지, ConFac는 단위 환산 계수, ρ_Min은 핵연료 소결체의 최소 밀도, V _fuel _- _node는 노드내 핵연료 소결체 계산영역의 부피, m은 노드내 핵연료 소결체 계산영역의 수를 나타낸다.

노심 고온점 모델에서 노드별 반경방향 평균 엔탈피를 구하는 제2방법은 열수력 안전해석코드에서 계산한 각 계산영역에서의 핵연료 온도를 통해 구한 내부저장에너지 및 각 계산영역의 면적비 또는 체적비를 이용한다. 더 구체적으로는, 각각의 노드별로, 각각의 핵연료 소결체의 계산영역에서 해당 계산영역의 온도에 상응하는 핵연료 내부저장에너지와 해당 계산영역의 면적비를 곱한 값을 구하고, 이 값들을 합산한 값을 노드별 반경방향 평균 엔탈피로 채택하는 것으로서, 이와 같은 방법은 수학식 2와 같이 표현할 수 있다.

여기서, AreaFraction은 계산영역의 면적비, H _i _, _FuelTemp는 계산영역의 온도에 상응하는 핵연료 내부저장에너지(핵연료 축적에너지 또는 핵연료 축척엔탈피)를 나타낸다. 여기서, 해당 내부저장에너지는 정상상태 또는 과도상태 시 계산된 핵연료의 온도와 국제원자력안전센터(International Nuclear Safety Center) 또는 핵연료집합체설계사가 제작한 핵연료온도 대비 내부저장에너지 표를 통해 계산된다.

제6 단계는 노심의 거동을 분석하여 원자로 노심을 평가하는 단계로서, 제6 단계에서는 노심 고온수로모델의 거동과 노심 고온점모델의 거동에 대한 계산 결과를 기초로 해서 정상상태 또는 과도상태 시 노심 거동을 분석한다. 제4 단계를 통해 정상상태 및 과도상태 시 핵증기공급계통의 온도, 압력, 유량 등과 원자로 열출력, 열유속 및 핵비등이탈율이 각 계간 노드별로 계산되었고, 제5 단계를 통해 산출된 노심 고온점에서의 핵연료 온도, 선형열출력 및 반경방향 평균 엔탈피, 핵연료봉 피복재의 최대온도 등이 계산되었는데, 이렇게 계산된 결과를 이용해서 노심의 거동이 분석된다. 노심의 거동은 노심의 핵비등이탈율, 노심의 반경방향 평균 엔탈피 등에 의해서 평가될 수 있는데, 각 노드별로 계산된 핵비등이탈율은 노드 전체에서 가장 작은 값이 노심의 핵비등이탈율이 되고, 각 노드별로 계산된 반경방향 평균 엔탈피는 노드 전체에서 가장 큰 값이 노심의 반경방향 평균 엔탈피가 되어 노심 거동의 평가 결과로서 제시된다.

본 발명은 설계사고시 핵비등이탈율, 핵연료봉 축적 엔탈피 등에 대한 평가가 필요한 가압경수로형 원전에 이용될 수 있다. 또한, 상술한 내용 및 그 등가물들은 다양한 형태로 구현될 수 있다는 것이 상기 설명으로부터 이해될 것이다. 따라서, 본 발명의 진정한 범위는 이하의 청구항들 및 당업자들에게 그 자체로 연상될 수 있는 임의의 등가물들을 포함하며, 본 명세서에서 서술된 특정 실시예에 의하여 한정되는 것은 아니다.

본 명세서에 사용된 용어는 단지 구체적인 실시예를 서술하기 위한 목적이며, 본 발명을 제한하고자 하는 것은 아니다. 또한, 본 명세서에서 단수형태는, 문맥이 분명하게 복수가 아님을 가리키지 않는다면, 복수형태 또한 포함하는 것으로 의도된다.

도 2는 노심 열전도체 및 열수로 구성을 6개의 노드가 적층된 원통형으로 모델링한 예를 도시한 도면이다.

도 3은 핵연료봉의 반경방향 구성도이다.

도 4는 노심 고온점 모델의 임의의 노드에서 계산영역을 분할한 예를 도시한 도면이다.

Claims

노심의 핵비등이탈율 및 노심의 반경방향 평균 엔탈피에 의해서 노심의 거동을 평가하는, 열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법으로서,

핵증기공급계통 모델링부가, 열수력 안전해석코드에서 제시하는 모델링 방법에 따라서 핵증기공급계통 모델을 생성하는 제1 단계,

노심 고온수로 모델링부가, 열수력 안전해석코드에서 제공하는 임계 열수속 상관식에 따라서 노심 고온수로 모델을 생성하는 제2 단계,

노심 고온점 모델링부가, 열수력 안전해석코드에서 제공하는 점 근사 동특성 모델을 통해 계산된 원자로에서 생산된 열이 핵연료봉 내에 축적될 때 가장 높은 에너지가 축적되는 가상의 핵연료봉을 노심 고온점 모델로서 채택함으로써 노심 고온점 모델을 생성하는 제3 단계,

핵증기공급기계통 거동 및 노심 고온수로 거동 계산부가, 열수력 안전해석코드와 상기 핵증기공급계통 모델을 이용해서 핵증기공급계통의 온도, 압력, 또는 유속을 산출하고, 열수력 안전해석코드와 상기 노심 고온수로 모델과 상기 핵증기공급계통의 온도, 압력, 또는 유속을 이용해서 노심 고온수로의 열출력, 열유속, 또는 핵비등이탈율을 노심 고온수로 모델의 각각의 노드별로 산출하는 제4 단계,

노심 고온점 거동 계산부가, 열수력 안전해석코드와 상기 노심 고온점 모델과 상기 노심 고온수로의 열출력, 열유속, 또는 핵비등이탈율을 이용해서 노심 고온점의 온도분포, 반경방향 평균 엔탈피, 또는 피복재의 최대온도를 노심 고온점 모델의 각각의 노드별로 산출하는 제5 단계, 및

노심 거동 분석부가, 노심 고온수로 모델의 각각의 노드별로 계산된 핵비등이탈율 중에서 가장 작은 값을 노심의 핵비등이탈율로서 채택하고, 노심의 고온점 모델의 각각의 노드별로 계산된 반경방향 평균 엔탈피 중에서 가장 큰 값을 노심의 반경방향 평균 엔탈피로서 채택하는 제6 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심 평가방법.
제1항에 있어서,

상기 제3 단계에서 노심 고온점 모델링부가, 노심 고온점 모델의 각각의 노드를 핵연료봉의 반경방향에 따라서 복수의 계산영역으로 분할하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심 평가방법.
제2항에 있어서,

상기 제5 단계에서 노심 고온점 거동 계산부가, 노심 고온점 모델의 각각의 노드별로, 각각의 핵연료 소결체의 계산영역에서 핵연료 내부저장에너지를 핵연료 소결체의 최소 밀도 및 해당 계산영역의 부피로 나눈 값을 구하고, 이 값들 중 가장 큰 값을 노심 고온점 모델의 노드별 반경방향 평균 엔탈피로서 채택하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심 평가방법.
제2항에 있어서,

상기 제5 단계에서 노심 고온점 거동 계산부가, 노심 고온점 모델의 각각의 노드별로, 각각의 핵연료 소결체의 계산영역에서 해당 계산영역의 온도에 상응하는 핵연료 내부저장에너지와 해당 계산영역의 면적비를 곱한 값을 구하고, 이 값들을 합산한 값을 노심 고온점 모델의 노드별 반경방향 평균 엔탈피로서 채택하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심 평가방법.