KR101137814B1 - A simulator for evaluating quantitatively distribution of bypass flow in prismatic modular very high temperature reactor core - Google Patents

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김찬수
김민환
윤수종
박군철
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한국원자력연구원
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Abstract

PURPOSE: A simulator for evaluating the quantitative distribution of bypass flow by a block type ultra-high temperature gas is provided to draw experimental data on flow distribution about various block columns and an inter-layer gap by the adjustment of the block columns and the inter-layer gap. CONSTITUTION: A simulator(10) for evaluating the quantitative distribution of bypass flow by a block type ultra-high temperature gas comprises the structure of multi-columns and multi-layers. The simulator comprises a test unit(11) for measuring core bypass flow rate. The simulator comprises a lower cavity(12) for interlinking a blower to the test unit. The test unit comprises a nuclear fuel block including nuclear fuel, a reflector block including a reflector, a shift block, a lower block, a block support, and a gap adjustment block.

Description

블록형 초고온 가스로 노심 우회 유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치{A simulator for evaluating quantitatively distribution of bypass flow in prismatic modular very high temperature reactor core}A simulator for evaluating quantitatively distribution of bypass flow in prismatic modular very high temperature reactor core}

본 발명은, 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치에 관한 것이다. The present invention relates to an experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of core bypass flow rate with a block type ultra high temperature gas.

일반적으로, 블록형 고온 가스로는 초기 핵연료/반사체 블록의 제작, 설계 공차뿐만 아니라 노심 운전 동안 열팽창, 조사(irradiation) 팽창/수축, 압력 및 중력 등에 기인한 핵연료 블록 컬럼 보윙(column bowing)에 의해 노심 블록간 수평 및 수직 간격이 크게 발생한다. In general, block-type hot gas furnaces are produced by core fuel block column bowing due to thermal expansion, irradiation expansion / contraction, pressure and gravity during core operation, as well as initial fuel / reflector block fabrication and design tolerances. Large horizontal and vertical spacing between blocks occurs.

또한, 이와 같은 간격을 통해 냉각 헬륨 가스의 누수가 발생하는데, 이러한 우회 유량(bypass flow) 및 횡류 유동(cross flow)에 의해 노심 유효 냉각가스 유량이 크게 영향을 받게 된다. In addition, leakage of cooling helium gas occurs through such intervals, and the core effective cooling gas flow rate is greatly affected by the bypass flow and cross flow.

이와 같은 우회 유량 및 횡류 유동은 원자로 운전 신호 파동 사고와 같은 사고의 원인이 된다. These bypass flows and cross flows cause accidents such as reactor operating signal wave accidents.

즉, 예를 들면, H.G. Olson, H.L. Brey, D.W. Warembourg, "The Fort St. Vrain High Temperature Gas-Cooled Reactor : X. Core Temperature Fluctuations", Nuclear Engineering and Design, No.72, pp125-137, 1982를 참조하여 알 수 있는 바와 같이, Fort St. Vrain에서 우회 유량 및 횡류 유동에 의한 원자로 운전 신호 파동사고 사례가 있다. That is, for example, H.G. Olson, H. L. Brey, D.W. As described by Warembourg, "The Fort St. Vrain High Temperature Gas-Cooled Reactor: X. Core Temperature Fluctuations", Nuclear Engineering and Design, No. 72, pp 125-137, 1982, Fort St. In the case of Vrain, there is a case of a reactor operating signal wave accident caused by bypass flow and cross flow.

더 상세하게는, 상기 사고의 내용은, 1977년 10월 Fort St. Vrain 원자로 출력 증가 시험 동안에 원자로의 주 냉각수 출구 온도, 중성자 감지신호(nuclear detectoe signal), 증기 발생기 모듈 가스입구 온도, 증기 발생기 모듈 주 증기(main steam) 및 재열 증기(reheat steam) 온도 등이 포함된 총 37개 원자로 운전 신호의 파동사고(fluctuation events) 현상을 처음으로 경험한 것에서 비롯된 것이다. More specifically, the contents of the incident, October, 1977 Fort St. During the Vrain reactor power increase test, the reactor's main coolant outlet temperature, neutron detectoe signal, steam generator module gas inlet temperature, steam generator module main steam and reheat steam temperature, etc. This is due to the first experience of fluctuation events in a total of 37 reactor operating signals.

이후 3년 동안의 원인 조사를 바탕으로 신호 파동의 명백한 원인은 노심 헬륨 가스 유동에서 우회 유량(bypass flow)과 횡류 유동(cross flow)이 주기적으로 변화함에 따라 노심 부품(corecomponents)이 이동(movements)하였기 때문이라는 결론에 도달하였다. Based on a three-year investigation of the cause, the apparent cause of the signal wave is the corecomponents movements as the bypass flow and cross flow change periodically in the core helium gas flow. I came to the conclusion that it was.

즉, 1977년 10월 28일 PSC사 Fort St. Vrain 원자로는 NRC로부터 40% 출력에서 70% 출력으로 증가시키는 시험의 허가를 받았고, 전반적인 출력 증가 시험 과정에서 1977년 10월 31일에 58% 출력에 도달하였는데, 통상적인 운전자료 분석과정에서 원자로의 주 냉각수 출구 온도의 주기적인 변화가 발견되었다. That is, October 28, 1977, PSC, Fort St. The Vrain reactor has been approved by the NRC to increase its output from 40% to 70% power and reached 58% power on October 31, 1977 during the overall power increase test. Periodic changes in the main coolant outlet temperature were found.

이러한 현상이 평균적으로 약 10분 간격으로 불규칙하고 복잡하게 나타났기 때문에 이를 원자로 운전 신호 파동 사고라고 부르게 되었다. Since this phenomenon is irregular and complicated at about 10 minute intervals on average, it is called a reactor operating signal wave accident.

이러한 파동 현상은 원자로 출력을 감소시키면 대부분 소멸되었으나, 이와 같은 파동 현상은 원자로 출력 감소에도 소멸되지 않는 어떠한 과도상태(transient condition)가 존재할 수 있기 때문에 원자로 안전에 있어서 중요한 인자로 고려되고 있다. Most of these wave phenomena disappeared when the reactor output was reduced, but such a wave phenomenon is considered to be an important factor in the safety of the reactor because there may exist some transient conditions that do not disappear even when the reactor output decreases.

또한, 파동이 발생하는 원인에 원자로 출력조건이 연관되어 있다는 점에 착안하여 여러 가지 시험을 수행한 결과 노심 압력 강하 조건도 파동 사고 발생의 주요 변수인 것을 알아내었고, 이와 같이 하여 파동이 발생하는 원자로 운전 조건은 찾아내었으나, 파동의 발생 원리를 설명할 수 있는 이론은 제시되지 못하였다. In addition, it was found that the core pressure drop condition was also a major variable in the occurrence of wave accidents, considering that the reactor output conditions were related to the cause of the wave generation. Reactor operating conditions were found, but no theory was presented to explain the principle of wave generation.

이를 위해 GAC사 조사위원들은 가능한 이론들을 세밀히 검사하여 노심 부품의 이동 이론이 수력적/열적 연계 현상과 명백히 관련되어 있음을 증명하였다. To this end, GAC investigators examined the possible theories in detail, demonstrating that the theory of movement of core components is clearly related to the hydraulic and thermal linkages.

즉, 파동 사고는 어떠한 주 냉각수 유동 변수나 노심 부품이 변화에 의해 발생될 수 있으며, 노심 부품 변형은 횡방향으로 작용하는 압력에 의해 발생되어 부품 영역 사이의 간격을 변화시킨다. That is, wave events can be caused by changes in any of the main coolant flow variables or by core components, and core component deformations are generated by transversely acting pressures to change the spacing between component regions.

그러나 당시의 노심 설계자들은 이러한 횡방향 이동을 예상하지 못했고, 간격 크기의 변화가 충분히 커지면 상부(upper plenum)에서 저온 헬륨 냉각가스가 상부 노심으로 유입되는 우회 유량 분포를 변화시킬 수 있으며, 노심 상부에서 유량의 재분배는 각 영역별 기존 압력 구배를 변화시키게 된다. However, core designers at the time did not anticipate such transverse movements and, if the gap size changes sufficiently, it may change the bypass flow distribution at which the lower helium coolant gas enters the upper core at the upper plenum, Redistribution of the flow will change the existing pressure gradient for each zone.

노심 상하부에 구조적으로 개별 구속(individual constraint) 되어 있는 횡방향의 힘은 컬럼(column)의 휨(bowing) 변형을 야기하고, 휨은 횡류 유로를 만들며, 이는 횡방향으로 또 다른 급격한 유동 변화를 야기한다. Lateral forces structurally individually constrained above and below the core cause bowing deformation of the column, which creates a crossflow flow path, which causes another rapid flow change in the transverse direction. do.

따라서 파동 현상을 지속적으로 유지하는 궤환 역학기구(feedback mechanism)는 노심 부품에 가해지는 차별적인 가열에 의해 반복적으로 가해지는 수축/팽창 힘에 의해 야기되는 것이다. Therefore, the feedback mechanism that maintains the wave phenomenon continuously is caused by the contraction / expansion force repeatedly applied by the differential heating applied to the core part.

이와 같이 파동 현상의 원인이 우회 유량 및 횡류 유동의 주기적 변화에 따른 노심 부품 컬럼의 이동인 것으로 규명되었으므로, 노심 상부에서 우회 유량을 균일하게 안정시키기 위해, 초고온 가스로(VHTR : Very High Temperature Reactor)의 노심 우회유량의 분포를 정확하게 평가하기 위한 연구가 진행되었다. Since the cause of the wave phenomenon was found to be the movement of the core part column due to the periodic change of the bypass flow and the cross flow flow, in order to stabilize the bypass flow at the upper part of the core uniformly, a very high temperature reactor (VHTR) was used. A study was conducted to accurately assess the distribution of core bypass flows.

이러한 종래의 VHTR 관련 실험장치의 예로서는, 예를 들면, 크게 나누어 일본의 경우와 미국의 경우를 들 수 있다. As an example of such a conventional VHTR related experimental apparatus, the case of Japan and the United States is divided roughly, for example.

먼저, 일본에서 수행된 초고온가스로 관련 실험장치로는 HTTR(High Temperature Test Reactor)과 HENDEL (Helium Engineering Demonstration Loop)이 있다. First, the ultra high temperature gas furnace related experiments performed in Japan include HTTR (High Temperature Test Reactor) and HENDEL (Helium Engineering Demonstration Loop).

여기서, HTTR의 경우는, 초고온 가스로에 대한 실증 실험장치로서, IET(종합효과실험)을 수행하는 것이다. Here, in the case of HTTR, an IET (general effect test) is performed as an experimental test apparatus for an ultra high temperature gas furnace.

그러나 HTTR의 경우, 실제 원자로를 실증하기 위해 만들어졌기 때문에 노심 내 블록의 간극 크기에 따른 노심 우회 유동 분포와의 상관관계를 규명할 수 없다는 단점이 있는 것이었다. However, since HTTR was created to demonstrate the actual reactor, there was a drawback that it could not be correlated with the core bypass flow distribution according to the gap size of the blocks in the core.

또한, HENDEL 장치의 경우는, 단일 블록 컬럼을 쌓아 구성한 실험장치로서, 여러 블록 컬럼이 쌓여있을 경우에 대한 유동 분포를 측정할 수 없고, In addition, in the case of the HENDEL apparatus, as an experimental apparatus constructed by stacking single block columns, the flow distribution when multiple block columns are stacked cannot be measured.

이에 대하여, 미국에서 사용되는 종래의 VHTR 관련 실험장치에 대하여는, 미국의 경우 1960년대 말에 노심 유량 분포에 관한 실험장치를 구축하여 노심 내부의 압력강하를 측정하였으나, 노심 블록간 간극 크기에 따른 노심 우회 유량의 크기 변화를 측정할 수는 없었다. On the other hand, for the conventional VHTR-related experimental apparatus used in the United States, in the United States, in the late 1960s, the experimental apparatus for the core flow distribution was established to measure the pressure drop inside the core. No change in size of the bypass flow could be measured.

또한, 노심 블록의 층간 간극의 크기 역시 조절할 수 없다는 문제점이 있었다. In addition, there is a problem that the size of the interlayer gap of the core block can also be adjusted.

따라서 상기한 바와 같은 종래기술의 문제점들을 해결하기 위해서는, 노심 내 블록의 간극 크기에 따른 노심 우회 유동 분포와의 상관관계를 규명하고, 여러 블록 컬럼이 쌓여있을 경우에 대한 유동 분포를 측정할 수 있으며, 또한, 냉각재 홀 내부의 압력 분포의 측정이 가능한 동시에 노심 블록의 층간 간극의 크기를 조절할 수 있어 노심 블록간 간극 크기에 따른 노심 우회 유량의 크기 변화를 측정할 수 있도록 하는 새로운 초고온 가스로에 대한 실증 실험장치를 제공하는 것이 바람직하나, 아직까지 그러한 요구를 모두 만족시키는 초고온 가스로에 대한 실증 실험장치는 제공되지 못하고 있는 실정이다. Therefore, in order to solve the problems of the prior art as described above, it is possible to determine the correlation with the core bypass flow distribution according to the gap size of the blocks in the core, and to measure the flow distribution for the case where several block columns are stacked. In addition, it is possible to measure the pressure distribution inside the coolant hole and to control the size of the interlayer gap of the core block, thereby demonstrating the change of the core bypass flow rate according to the gap size between the core blocks. Although it is desirable to provide an experimental apparatus, an experimental apparatus for an ultra high temperature gas furnace that satisfies all such requirements is not provided.

본 발명은 상기한 바와 같은 종래기술의 문제점들을 해결하기 위해 안출된 것으로, 따라서 본 발명의 목적은, 다양한 블록단 및 층간 간극에 대해서 유동 분포에 대한 실험적인 데이터를 도출할 수 있는 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치를 제공하고자 하는 것이다. The present invention has been made to solve the problems of the prior art as described above, and therefore an object of the present invention is to provide a block-type ultra high temperature gas that can derive experimental data on flow distribution for various block stages and interlayer gaps. The purpose is to provide an experimental device for quantitatively evaluating the distribution of core bypass flow.

또한, 본 발명의 다른 목적은, 각 블록 및 시험부에서 측정되는 압력과 블록단 입, 출구 유량을 측정함으로써 간극 크기의 변화에 따른 유동분포의 변화를 관측할 수 있는 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치를 제공하고자 하는 것이다. In addition, another object of the present invention, by bypassing the core with a block-type ultra-high temperature gas that can observe the change in the flow distribution according to the change in the gap size by measuring the pressure and the block stage inlet, outlet flow rate measured in each block and test unit It is to provide an experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of flow rate.

상기한 바와 같은 목적을 달성하기 위해, 본 발명에 따르면, 다단(multi-column)-다층(multi-layer) 구조를 가지는 초고온 가스로 노심 우회 유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치에 있어서, 상기 초고온 가스로의 노심 유회 유량을 측정하기 위한 시험부와, 상기 시험부에 송풍기를 연결하기 위한 관을 포함하는 하부공동부를 포함하여 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치가 제공된다. In order to achieve the object as described above, according to the present invention, in the experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of the core bypass flow rate with ultra-high temperature gas having a multi-column-multi-layer structure, An experimental apparatus is provided comprising a test unit for measuring core flow rate of the ultra-high temperature gas, and a lower cavity including a tube for connecting a blower to the test unit.

여기서, 상기 시험부는, 핵연료를 포함하는 핵연료 블록과, 반사체를 포함하는 반사체 블록과, 상기 핵연료 블록 및 상기 반사체 블록 아래에 연결되는 천이블록과, 상기 천이블록의 아래에 연결되는 하단블록과, 상기 하단블록의 하단에 결합되어 각 블록단을 쌓을 수 있도록 지탱해 주고 중심위치를 고정시켜 주는 역할을 하는 블록지지대 및 상기 핵연료 블록 또는 상기 반사체 블록과 결합하여 블록과 블록 사이의 간극의 크기를 조절하는 간극조절블록을 포함하여 구성된 것을 특징으로 한다. Here, the test unit, a nuclear fuel block including a nuclear fuel, a reflector block including a reflector, a transition block connected to the fuel block and the reflector block, a lower block connected below the transition block, and It is coupled to the lower end of the lower block to support each block end stacking and to secure the center position and the block support and the fuel block or the reflector block in combination with the block to adjust the size of the gap between the block Characterized in that it comprises a gap control block.

또한, 상기 시험부는, 7개의 홀을 가지는 블록지지대의 각 홀에 7개의 하단블록을 맞추어 설치한 후, 상기 하단블록 위에 다시 7개의 천이블록을 쌓은 다음, 상기 천이블록 위로 핵연료블록 및 반사체블록을 4층으로 쌓아 총 42개의 블록을 설치하여 구성되는 것을 특징으로 한다. In addition, the test unit, after installing seven lower blocks in each hole of the block support having seven holes, and stacked seven transition blocks on the lower block, and then the nuclear fuel block and reflector block over the transition block It is characterized by being constructed by installing a total of 42 blocks stacked on four floors.

아울러, 상기 시험부는, 벌집 모양의 구조를 가지며, 블록모형을 설치하는데 용이하도록 다단 형태로 설계되고, 각 단은 플랜지(Flange) 구조로 서로 결합되도록 구성된 것을 특징으로 한다. In addition, the test unit has a honeycomb-like structure, is designed in a multi-stage form to facilitate the installation of the block model, each end is characterized in that configured to be coupled to each other in a flange (Flange) structure.

또한, 상기 핵연료블록 및 상기 반사체블록은 육각기둥 형태를 가지며, 상기 육각기둥 형태의 상기 핵연료블록과 상기 반사체블록의 벽면에 연결된 압력튜브를 더 포함하여 상기 시험부 내부의 국부적인 압력분포를 측정하도록 구성된 것을 특징으로 한다. In addition, the fuel block and the reflector block has a hexagonal pillar shape, and further comprising a pressure tube connected to the wall of the fuel block and the reflector block of the hexagonal pillar shape to measure the local pressure distribution inside the test unit. Characterized in that configured.

여기서, 상기 압력튜브는, 상기 핵연료블록 및 상기 반사체블록의 중심부에 설치되어 있는 배관을 통하여, 상기 시험부 및 상기 하부공동부를 통해 외부의 계측장치와 연결되도록 구성된 것을 특징으로 한다. Here, the pressure tube, characterized in that configured to be connected to the external measuring device through the test unit and the lower cavity through the pipes provided in the center of the nuclear fuel block and the reflector block.

또, 상기 외부의 계측장치는 정압계이며, 상기 정압계는, 상기 시험부의 벽면에, 유동방향에 따라 한 면당 14개씩 대칭적으로 총 28개가 설치되는 것을 특징으로 한다. In addition, the external measuring device is a hydrostatic pressure gauge, characterized in that a total of 28 hydrostatic pressure gauges are provided on the wall surface of the test part in a symmetrical manner, 14 pieces per surface along the flow direction.

또한, 상기 핵연료블록은, 측면뿐만 아니라, 냉각재 유로를 모사하기 위해 내부에 설치된 배관에서의 압력강하를 측정하기 위해 배관 양 끝단에 설치되는 압력튜브를 더 포함하도록 구성된 것을 특징으로 한다. In addition, the nuclear fuel block is characterized in that it is configured to further include a pressure tube installed at both ends of the pipe to measure the pressure drop in the pipe installed inside to simulate the coolant flow path as well as the side.

여기서, 최상단에 설치되는 상기 핵연료블록은, 유량을 측정할 수 있도록 원형관을 추가적으로 설치하도록 구성된 것을 특징으로 한다. Here, the nuclear fuel block is installed on the top, characterized in that configured to additionally install a circular tube to measure the flow rate.

또한, 상기 하부공동부는, 상기 핵연료블록 및 상기 반사체블록의 압력튜브들을 외부의 측정장비와 연결할 수 있도록 그 측면 벽면에 형성된 직사각형 형태의 구멍과, 상기 구멍에 설치되는 압력튜브 연결판을 더 포함하여 구성된 것을 특징으로 한다. The lower cavity may further include a rectangular hole formed in a side wall of the nuclear fuel block and the reflector block so as to connect the pressure tubes of the nuclear fuel block and the reflector block to an external measuring device, and a pressure tube connecting plate installed in the hole. Characterized in that configured.

아울러, 상기 천이블록은, 그 상단면과 하단면이 각각 상기 핵연료블록의 하단면 및 상기 하단블록의 상단면과 일치하도록 구성된 것을 특징으로 한다. In addition, the transition block is characterized in that the upper surface and the lower surface is configured so as to coincide with the lower surface of the nuclear fuel block and the upper surface of the lower block, respectively.

또, 상기 천이블록은, 그 중심부에 상기 핵연료블록 및 상기 반사체블록에 각각 연결된 압력튜브를 외부에 연결할 수 있도록 하는 관을 포함하여 구성된 것을 특징으로 한다. In addition, the transition block, characterized in that configured to include a tube for connecting the pressure tube connected to the nuclear fuel block and the reflector block, respectively, in the center thereof.

또한, 상기 하단블록은, 상기 핵연료블록, 상기 반사체블록 및 상기 천이블록을 지지하기 위하여 각 블록단의 가장 하단부에 설치되고, 또한, 상기 하부공동부 위에 설치된 상기 블록지지대 상에 설치되며, 상기 하단블록은, 육각기둥 형태의 블록에 원형의 직관을 연결한 구조를 가지고, 각 블록단을 통해 흐르는 유동의 유량값을 측정하기 위해 상기 직관의 출구 쪽에 설치되는 유량계 더 포함하여 구성된 것을 특징으로 한다. In addition, the lower block is installed on the lowest end of each block end to support the fuel block, the reflector block and the transition block, and is also provided on the block support provided on the lower cavity, the lower end The block has a structure in which a circular straight pipe is connected to a block of hexagonal column shape, and further includes a flow meter installed at an outlet side of the straight pipe to measure a flow rate of the flow flowing through each block end.

더욱이, 상기 블록지지대는, 상기 하단블록에 설치된 원형 직관의 외경과 동일한 크기를 가지며, 그 중심점은 해당 블록단이 설치되어야 할 위치에 해당하는 7개의 구멍을 포함하여 구성되고, 상기 블록지지대는, 상기 시험부 내에 설치되는 압력튜브를 외부와 연결할 수 있도록 복층 구조를 가지는 것을 특징으로 한다. Further, the block support has the same size as the outer diameter of the circular straight pipe installed in the lower block, the center point is composed of seven holes corresponding to the position where the block end is to be installed, the block support, It is characterized in that it has a multi-layer structure to connect the pressure tube installed in the test unit with the outside.

또한, 상기 간극조절블록은, 육면체의 뚜껑 형태를 가지고, 상기 핵연료블록 또는 상기 반사체블록과 결합하며, 상기 간극조절블록의 측면 벽면의 두께를 달리하여 블록 결합체의 크기를 변화시킴으로써, 블록과 블록 사이의 간극의 크기를 조절하도록 구성된 것을 특징으로 한다. In addition, the gap control block has a hexahedral lid shape, is coupled to the fuel block or the reflector block, by varying the thickness of the side wall surface of the gap control block by changing the size of the block assembly, between the block and the block Characterized in that configured to adjust the size of the gap.

상기한 바와 같이, 본 발명에 따르면, 다단-다층 구조의 우회 유량 정량화 실험장치의 시험부에 육각기둥 형태의 핵연료 및 반사체 블록을 간극조절블록과 결합하고 블록의 단 및 층간 간극을 조절하여 쌓음으로써, 다양한 블록단 및 층간 간극에 대해서 유동 분포에 대한 실험적인 데이터를 도출할 수 있는 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치를 제공할 수 있다. As described above, according to the present invention, by combining the nuclear fuel and reflector blocks in the hexagonal column shape with the gap control block in the test unit of the multi-stage multi-layer bypass flow quantification experiment apparatus, and by stacking by adjusting the end and interlayer clearance of the block In addition, it is possible to provide an experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of core bypass flows with a block type ultra high temperature gas that can derive experimental data on flow distribution for various block stages and interlayer gaps.

또한, 본 발명에 따르면, 각 블록 및 시험부에서 측정되는 압력과 블록단 입, 출구 유량을 측정함으로써 간극 크기의 변화에 따른 유동분포의 변화를 관측할 수 있는 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치를 제공할 수 있다. In addition, according to the present invention, by measuring the pressure measured in each block and the test section and the block stage inlet, outlet flow rate of the block-type ultra-high temperature gas to observe the change in the flow distribution according to the change in the gap size of the core bypass flow rate Experimental equipment for quantitatively assessing the distribution can be provided.

도 1은 본 발명에 따른 다층-다단 구조의 초고온가스로 노심 우회 유량 정량화 실험장치의 전체적인 구성을 개략적으로 나타내는 도면으로, 도 1a는 그 정면도이고, 도 1b는 측면도이며, 도 1c는 평면도이다.
도 2는 도 1에 나타낸 실험장치의 시험부의 단면도이다.
도 3은 도 2에 나타낸 실험장치의 시험부의 측면도이다.
도 4는 도 1에 나타낸 실험장치의 하부연결부의 설계도이다.
도 5는 도 1에 나타낸 실험장치에 이용되는 압력튜브 연결판의 설계도이다.
도 6은 도 1에 나타낸 실험장치의 핵연료 블록 내 압력튜브 설치위치를 설명하기 위한 도면이다.
도 7은 도 1에 나타낸 실험장치의 핵연료블록 모형의 설계도이다.
도 8은 도 1에 나타낸 실험장치의 반사체블록 모형의 설계도이다.
도 9는 도 1에 나타낸 실험장치의 천이블록의 설계도이다.
도 10은 도 1에 나타낸 실험장치의 하단블록의 설계도이다.
도 11은 도 1에 나타낸 실험장치의 블록지지대의 설계도이다.
도 12는 도 1에 나타낸 실험장치의 간극조절블록의 설계도이다. 1 is a view schematically showing the overall configuration of a core bypass flow quantification experiment apparatus with a ultra-high temperature gas of a multi-stage structure according to the present invention, FIG. 1A is a front view thereof, FIG. 1B is a side view thereof, and FIG. 1C is a plan view thereof.
2 is a cross-sectional view of a test section of the experimental apparatus shown in FIG.
3 is a side view of the test part of the experimental apparatus shown in FIG.
Figure 4 is a design diagram of the lower connection of the experimental apparatus shown in FIG.
5 is a design diagram of a pressure tube connecting plate used in the experimental apparatus shown in FIG.
6 is a view for explaining the pressure tube installation position in the nuclear fuel block of the experimental apparatus shown in FIG.
7 is a design diagram of a nuclear fuel block model of the experimental apparatus shown in FIG.
8 is a design diagram of a reflector block model of the experimental apparatus shown in FIG. 1.
9 is a design diagram of a transition block of the experimental apparatus shown in FIG. 1.
10 is a design diagram of a lower block of the experimental apparatus shown in FIG.
11 is a design diagram of a block support of the experimental apparatus shown in FIG.
12 is a design diagram of a gap control block of the experimental apparatus shown in FIG.

이하, 첨부된 도면을 참조하여, 본 발명에 따른 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치의 상세한 내용에 대하여 설명한다. Hereinafter, with reference to the accompanying drawings, the details of the experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of the core bypass flow rate in the block-type ultra high temperature gas according to the present invention will be described.

여기서, 이하에 설명하는 내용은 본 발명을 실시하기 위한 하나의 실시예일 뿐이며, 본 발명은 이하에 설명하는 실시예의 내용으로만 한정되는 것은 아니라는 사실에 유념해야 한다. Hereinafter, it is to be noted that the following description is only an embodiment for carrying out the present invention, and the present invention is not limited to the contents of the embodiments described below.

즉, 본 발명의 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치는, 후술하는 바와 같이, 다단(multi-column)-다층(multi-layer) 구조의 유량분포 정량화 실험장치의 설계, 핵연료 및 반사체 블록모형 설계, 천이블록의 설계, 하단블록의 설계, 블록지지대의 설치, 간극조절블록의 설계와 같은 일련의 과정을 통하여 이루어진다. That is, the experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of core bypass flow rate with the block-type ultra high temperature gas of the present invention, as will be described later, the flow rate quantification experiment apparatus of a multi-column-multi-layer structure This is done through a series of processes such as the design of fuel cell, reflector block model design, transition block design, bottom block design, block support installation and clearance control block design.

계속해서, 도 1 및 도 2를 참조하여 본 발명에 따른 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치의 전체적인 구성에 대하여 설명한다. 1 and 2, the overall configuration of the experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of the core bypass flow rate with the block type ultra high temperature gas according to the present invention will be described.

먼저, 도 1을 참조하면, 도 1은 본 발명에 따른 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치의 전체적인 구성을 개략적으로 나타내는 도면으로, 도 1a는 그 정면도이고, 도 1b는 측면도이며, 도 1c는 평면도이다. First, referring to FIG. 1, FIG. 1 is a view schematically showing the overall configuration of an experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of core bypass flow rate in a block-type ultra high temperature gas according to the present invention. FIG. 1A is a front view thereof. FIG. 1B is a side view and FIG. 1C is a plan view.

즉, 도 1에 나타낸 바와 같이, 본 발명에 따른 다단(multi-column)-다층(multi-layer) 구조를 가지는 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치(10)는, 노심 유회 유량을 측정하기 위한 시험부(11)와, 상기 시험부(11)에 송풍기를 연결하기 위한 하부공동부(12)를 포함하여 구성된다. That is, as shown in FIG. 1, an experimental apparatus 10 for quantitatively evaluating the distribution of core bypass flow rate with a block type ultra high temperature gas having a multi-column-multi-layer structure according to the present invention. The test unit 11 includes a test unit 11 for measuring the core flow rate, and a lower cavity 12 for connecting a blower to the test unit 11.

여기서, 상기한 시험부(11)는, 핵연료를 포함하는 핵연료 블록(13) 및 반사체를 포함하는 반사체 블록(14)과, 상기 핵연료 블록(13) 및 상기 반사체 블록(14) 아래에 연결되는 천이블록(15)과, 상기 천이블록(15)의 아래에 연결되는 하단블록(16)과, 상기 하단블록(16)의 하단에 결합되어 각 블록단을 쌓을 수 있도록 지탱해 주고 중심위치를 고정시켜 주는 역할을 하는 블록지지대(17) 및 상기 핵연료 블록(13) 및 상기 반사체 블록과(14) 결합하여 블록과 블록 사이의 간극의 크기를 조절하는 간극조절블록(18)을 포함하여 구성된다. Here, the test unit 11 is a nuclear fuel block 13 including a nuclear fuel and a reflector block 14 including a reflector, and a transition connected to the fuel block 13 and the reflector block 14 below. Block 15, the lower block 16 is connected to the bottom of the transition block 15, and coupled to the lower end of the lower block 16 to support each block end to stack and to fix the center position It comprises a block support 17 and a gap control block 18 for controlling the size of the gap between the block and the block in combination with the nuclear fuel block 13 and the reflector block (14) that serves to give.

더 상세하게는, 본 발명에 따른 다단-다층 구조를 가지는 유량분포 정량화 실험장치(10)의 구성은, 예를 들면, 도 2에 나타낸 바와 같이, 시험부(11)에 7개의 블록단이 설치되는 것으로, 먼저, 7개의 홀을 가지는 블록지지대(17)의 각 홀에 7개의 하단블록(16)을 맞추어 설치한 후, 하단블록(16) 위에 다시 7개의 천이블록(15)을 쌓은 다음, 도 3에 나타낸 바와 같이, 천이블록(15) 위로 핵연료블록(13) 및 반사체블록(14)을 4층으로 쌓아 총 42개의 블록을 설치하여 시험부(11)를 구성한다. More specifically, in the configuration of the flow distribution quantification experiment apparatus 10 having a multi-stage structure according to the present invention, as shown in FIG. 2, for example, seven block stages are installed in the test unit 11. First, seven lower blocks 16 are fitted to each hole of the block support 17 having seven holes, and then seven transition blocks 15 are stacked on the lower block 16 again. As shown in FIG. 3, the nuclear fuel block 13 and the reflector block 14 are stacked in four layers on the transition block 15, and a total of 42 blocks are installed to constitute the test unit 11.

그 후, 상기한 바와 같이 하여 구성된 시험부(11) 내로 유동을 흘려보내고, 각 블록단(column)의 입구와 출구에서의 유량을 측정하여 블록 사이의 간극에 따른 유동 분포의 특성을 규명한다. Thereafter, the flow is flowed into the test section 11 configured as described above, and the flow rate at the inlet and the outlet of each block stage is measured to characterize the flow distribution according to the gap between the blocks.

계속해서, 상기한 바와 같은 본 발명에 따른 다단-다층 구조를 가지는 유량분포 정량화 실험장치(10)의 보다 상세한 구성에 대하여 설명한다. Subsequently, a more detailed configuration of the flow rate distribution quantification experiment apparatus 10 having a multi-stage structure according to the present invention as described above will be described.

먼저, 시험부(11) 및 하부공동부(12)의 설계에 대하여 설명한다. First, the design of the test part 11 and the lower cavity part 12 is demonstrated.

도 2에 나타낸 바와 같이, 시험부(11)는, 벌집 모양의 구조물로서 블록모형을 배치하기 위한 것이다. As shown in FIG. 2, the test part 11 is for arrange | positioning a block model as a honeycomb structure.

또한, 도 3에 나타낸 바와 같이, 시험부(11)는, 블록모형을 설치하는데 용이하도록 다단 형태로 설계되고, 각 단은 플랜지(Flange) 구조로 서로 결합된다. In addition, as shown in Figure 3, the test section 11 is designed in a multi-stage form to facilitate the installation of the block model, each end is coupled to each other in a flange (Flange) structure.

계속해서, 하부공동부(12)에 대한 설계에 대하여 설명한다. Subsequently, the design of the lower cavity 12 will be described.

하부공동부(12)는, 도시하지 않은 송풍기와 시험부(11)를 연결하는 공간으로서, 도 4에 나타낸 바와 같이, 그 측면 벽면에는 핵연료블록(13) 및 반사체블록(14)의 압력튜브들을 외부의 측정장비와 연결할 수 있도록 직사각형 형태의 구멍을 형성하여, 도 5에 나타낸 바와 같은 압력튜브 연결판(51)을 설치할 수 있도록 구성된다. The lower cavity 12 is a space for connecting the blower and the test unit 11, not shown, and as shown in FIG. 4, the pressure tubes of the nuclear fuel block 13 and the reflector block 14 are provided on the side wall thereof. By forming a hole of a rectangular shape to be connected to the external measuring equipment, it is configured to install a pressure tube connecting plate 51 as shown in FIG.

다음으로, 도 6 내지 도 8을 참조하여, 핵연료블록(13) 및 반사체블록(14)의 상세한 구성에 대하여 설명한다. Next, with reference to FIGS. 6-8, the detailed structure of the nuclear fuel block 13 and the reflector block 14 is demonstrated.

즉, 도 6 및 도 7에 나타낸 바와 같이, 핵연료블록(13) 및 반사체블록(14)은 육각기둥 형태를 가지며, 도 8에 나타낸 바와 같이, 이러한 육각기둥 형태의 핵연료블록(13)과 반사체블록(14)의 벽면에 구멍을 뚫고, 압력튜브(81)를 연결하여 시험부(11) 내부에서 국부적인 압력 분포를 측정하도록 구성된다. That is, as shown in FIGS. 6 and 7, the nuclear fuel block 13 and the reflector block 14 have a hexagonal pillar shape. As shown in FIG. 8, the nuclear fuel block 13 and the reflector block have a hexagonal pillar shape. It is configured to drill a hole in the wall of (14) and connect the pressure tube 81 to measure the local pressure distribution inside the test section 11.

여기서, 압력튜브(81)는, 핵연료블록(13) 및 반사체블록(14)의 중심부에 설치되어 있는 배관을 통하여, 시험부(11) 및 하부공동부(12)를 통해, 예를 들면, 정압계와 같은 외부의 계측장치(31)로 연결된다. Here, the pressure tube 81 is, for example, positive pressure through the test section 11 and the lower cavity 12 through the pipes provided in the center of the nuclear fuel block 13 and the reflector block 14. It is connected to an external measuring device 31 such as a system.

또한, 핵연료블록(13)의 경우는, 측면뿐만 아니라, 냉각재 유로를 모사하기 위해 내부에 설치된 배관에서의 압력강하를 측정하기 위해 배관 양 끝단에 구멍을 뚫고 압력튜브(81)를 설치하도록 구성될 수도 있다. In addition, in the case of the nuclear fuel block 13, it is to be configured to drill holes in both ends of the pipe and to install the pressure tube 81 to measure the pressure drop in the pipe installed therein to simulate not only the side but also the coolant flow path. It may be.

아울러, 최상단에 설치될 핵연료블록(13)의 경우는, 하단블록(15)의 구조와 유사하게 유량을 측정할 수 있도록 길이 1m의 원형관을 추가적으로 설치한다. In addition, in the case of the nuclear fuel block 13 to be installed on the top end, similarly to the structure of the lower block 15, an additional 1m long circular tube is installed to measure the flow rate.

다음으로, 도 9를 참조하여 천이블록(15)의 상세한 구성에 대하여 설명한다. Next, the detailed configuration of the transition block 15 will be described with reference to FIG.

천이블록(15)은 핵연료블록(13)과 하단블록(16)을 연결하기 위한 것으로, 도 9에 나타낸 바와 같이, 그 상부는, 핵연료블록(13)과 같이, 예를 들면, 90개의 다수의 구멍이 존재하고, 그 하부는 하단블록(16)의 구조와 같이 3개의 구멍을 가지도록 제작된다. The transition block 15 is for connecting the nuclear fuel block 13 and the lower block 16. As shown in FIG. 9, the upper block, like the nuclear fuel block 13, is, for example, a plurality of 90 blocks. There is a hole, and the lower part is manufactured to have three holes like the structure of the lower block (16).

또한, 천이블록(15)의 중심부에는 핵연료블록(13) 및 반사체블록(14)에 각각 연결된 압력튜브(81)를 외부에 연결할 수 있도록 관을 설치할 수 있다. In addition, a pipe may be installed at the center of the transition block 15 to connect the pressure tube 81 connected to the nuclear fuel block 13 and the reflector block 14 to the outside.

다음으로, 도 10을 참조하여 하단블록(16)의 상세한 구성에 대하여 설명한다. Next, the detailed structure of the lower block 16 is demonstrated with reference to FIG.

하단블록(16)은 핵연료블록(13), 반사체블록(14) 및 천이블록(15)을 지지하기 위한 것으로, 각 블록단의 가장 하단부에 설치된다. The lower block 16 is for supporting the nuclear fuel block 13, the reflector block 14 and the transition block 15, and is installed at the bottom of each block end.

또한, 하단블록(16)은, 도 4에 나타낸 바와 같은 하부공동부(12) 위에 설치된 블록지지대(17) 상에 설치되는 것으로, 도 10에 나타낸 바와 같이, 육각기둥 형태의 블록에 원형의 직관을 연결한 구조로서, 각 블록단을 통해 흐르는 유동의 유량값을 측정하기 위해 직관의 출구 쪽에 유량계를 설치할 수 있는 구조를 가진다. Further, the lower block 16 is installed on the block support 17 provided on the lower cavity 12 as shown in FIG. 4, and as shown in FIG. In order to measure the flow rate of the flow flowing through each block end, it has a structure in which a flowmeter can be installed on the outlet side of the straight pipe.

계속해서, 도 11을 참조하여 블록지지대(17)의 상세한 구성에 대하여 설명한다. Next, the detailed structure of the block support 17 is demonstrated with reference to FIG.

블록지지대(17)는 각 블록단을 쌓을 수 있도록 지탱해 주고, 블록단의 중심위치를 고정시켜 주는 역할을 하는 것이다. The block support 17 supports each block end to be stacked, and serves to fix the central position of the block end.

또한, 블록지지대(17)는, 하단블록(16)에 설치된 원형 직관의 외경과 동일한 크기의 구멍이 7개 설치되어 있으며, 이들 구멍의 중심점은 해당 블록단이 설치되어야 할 위치에 해당한다. In addition, the block support 17 is provided with seven holes of the same size as the outer diameter of the circular straight pipe provided in the lower block 16, the center point of these holes corresponds to the position where the block end is to be installed.

아울러, 블록지지대(17)는, 7개의 블록단 가운데 중심부에서 압력튜브(81)를 외부와 연결할 수 있도록 복층 구조로 제작된다. In addition, the block support 17 is manufactured in a multi-layer structure so that the pressure tube 81 can be connected to the outside at the center of the seven block ends.

끝으로, 도 12를 참조하여 간극조절블록(18)의 상세한 구성에 대하여 설명한다. Finally, a detailed configuration of the gap control block 18 will be described with reference to FIG. 12.

도 12에 나타낸 바와 같이, 간극조절블록(17)은 육면체의 뚜껑 형태를 가지는 것으로, 핵연료블록(13) 또는 반사체블록(14)과 결합하는 것이다. As shown in FIG. 12, the gap control block 17 has a hexahedral cap shape and is coupled to the nuclear fuel block 13 or the reflector block 14.

여기서, 간극조절블록(17)의 측면 벽면의 두께를 달리하여 블록 결합체의 크기를 변화시킴으로써, 블록과 블록 사이의 간극의 크기를 조절한다. Here, by changing the size of the block assembly by varying the thickness of the side wall surface of the gap control block 17, the size of the gap between the block and the block is adjusted.

따라서 상기한 바와 같이 하여 본 발명에 따른 다단-다층 구조를 가지는 유량분포 정량화 실험장치(10)를 구성할 수 있다. Therefore, as described above, the flow rate distribution quantification experiment apparatus 10 having the multi-stage structure according to the present invention can be configured.

즉, 본 발명에 따른 다단-다층 구조를 가지는 유량분포 정량화 실험장치(10)의 구성은, 예를 들면, 도 2에 나타낸 바와 같이, 시험부(11)에 7개의 블록단이 설치되는 것으로, 먼저, 도 11에 나타낸 바와 같이 7개의 홀을 가지는 블록지지대(17)의 각 홀에 7개의 하단블록(16)을 맞추어 설치한 후, 하단블록(16) 위에 다시 7개의 천이블록(15)을 쌓는다. That is, the configuration of the flow rate distribution quantification experiment apparatus 10 having a multi-stage multi-layer structure according to the present invention, for example, as shown in Figure 2, is provided with seven block stages in the test section 11, First, as shown in FIG. 11, seven lower blocks 16 are fitted to each hole of the block support 17 having seven holes, and then seven transition blocks 15 are placed on the lower block 16 again. Stack up.

여기서, 천이블록(15)의 상단면과 하단면은, 도 9에 나타낸 바와 같이, 각각 핵연료블록(13)의 하단면 및 하단블록(15)의 상단면과 일치하도록 설계되어 있다. Here, the upper and lower surfaces of the transition block 15 are designed to coincide with the lower surfaces of the nuclear fuel blocks 13 and the upper surfaces of the lower blocks 15, respectively, as shown in FIG.

다음으로, 천이블록(15) 위로 핵연료블록(13) 및 반사체블록(14)을 4층으로 쌓아 총 42개의 블록을 설치하여 시험부(11)를 구성한다. Next, the nuclear fuel block 13 and the reflector block 14 are stacked in four layers on the transition block 15, and a total of 42 blocks are installed to constitute the test unit 11.

그 후, 상기한 바와 같이 하여 구성된 시험부(11) 내로 유동을 흘려보내고, 각 블록단(column)의 입구와 출구에서의 유량을 측정하여 블록 사이의 간극에 따른 유동 분포의 특성을 규명한다. Thereafter, the flow is flowed into the test section 11 configured as described above, and the flow rate at the inlet and the outlet of each block stage is measured to characterize the flow distribution according to the gap between the blocks.

또한, 시험부(11) 내부의 압력강하를 측정할 수 있도록, 도 3에 나타낸 바와 같이, 시험부(11)의 벽면에, 예를 들면, 정압계와 같은 압력측정장치를 유동방향에 따라 한 면당 14개씩 대칭적으로 설치하여, 총 28개의 압력측정장치를 설치한다. Further, in order to measure the pressure drop inside the test section 11, as shown in FIG. 3, a pressure measuring device such as, for example, a hydrostatic pressure gauge is placed on the wall surface of the test section 11 along the flow direction. A total of 28 pressure measuring devices are installed, symmetrically installed 14 per surface.

아울러, 상기한 실험장치(10)는 개방형 루프로서, 하부공동부(12)는 블록지지대(17)를 설치할 수 있도록 사각형 채널로 구성되며, 하단부 구조물의 밑면은 유동을 형성시키기 위한 송풍기와 연결할 수 있도록 관을 연결한다. In addition, the experimental apparatus 10 is an open loop, the lower cavity 12 is composed of a rectangular channel to install the block support 17, the bottom of the lower structure can be connected to the blower for forming the flow. Connect the pipe so that

따라서 상기한 바와 같이 하여, 다단-다층 구조의 우회 유량 정량화 실험장치(10)를 구성하고, 상기한 바와 같이 구성된 시험부(11)를 통해 다양한 블록단 및 층간 간극에 대하여 유동 분포에 대한 실험적인 데이터를 도출할 수 있다. Thus, as described above, the bypass flow quantification experiment apparatus 10 of the multi-stage structure is constructed, and the test unit 11 configured as described above is experimental for flow distribution for various block stages and interlayer gaps. Data can be derived.

또한, 각 블록 및 시험부(11)에서 측정되는 압력과 블록단 입, 출구 유량을 측정함으로써, 간극 크기의 변화에 따른 유동 분포의 변화를 관측할 수 있다. In addition, by measuring the pressure measured in each block and the test unit 11, and the block stage inlet, outlet flow rate, it is possible to observe the change in the flow distribution according to the change in the gap size.

따라서 상기한 바와 같이, 본 발명에 따르면, 다단-다층 구조의 우회 유량 정량화 실험장치의 시험부에 육각기둥 형태의 핵연료블록 및 반사체블록을 간극조절블록과 결합하고 블록의 단 및 층간 간극을 조절하여 쌓음으로써, 다양한 블록단 및 층간 간극에 대해서 유동 분포에 대한 실험적인 데이터를 도출할 수 있으며, 또한, 각 블록 및 시험부에서 측정되는 압력과 블록단 입, 출구 유량을 측정함으로써 간극 크기의 변화에 따른 유동분포의 변화를 관측할 수 있는 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치를 제공할 수 있다. Therefore, as described above, according to the present invention, by combining the nuclear fuel block and the reflector block in the hexagonal column shape with the gap control block in the test section of the multi-stage multi-layer bypass flow quantification experiment apparatus, By stacking, it is possible to derive experimental data on the flow distribution for various block stages and interlayer gaps, and also to measure the pressure, block stage inlet and outlet flow rates measured at each block and test section, It is possible to provide an experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of core bypass flows into a block-type ultra high temperature gas that can observe the change in flow distribution.

이상, 상기한 바와 같은 본 발명의 실시예를 통하여 본 발명에 따른 블록형 초고온 가스로 노심 우회유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치의 상세한 내용에 대하여 설명하였으나, 본 발명은 상기한 실시예에 기재된 내용으로만 한정되는 것은 아니며, 따라서 본 발명은, 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에 의해 설계상의 필요 및 기타 다양한 요인에 따라 여러 가지 수정, 변경, 결합 및 대체 등이 가능한 것임은 당연한 일이라 하겠다. As described above, the details of the experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of the core bypass flow rate with the block type ultra high temperature gas according to the present invention through the embodiments of the present invention as described above, but the present invention is the embodiment described above. The present invention is not limited only to the contents described in the following, and therefore, various modifications, changes, combinations, and substitutions may be made by those skilled in the art according to design needs and various other factors. It is natural that it is possible.

10. 실험장치 11. 시험부
12. 하부공동부 13. 핵연료블록
14. 반사체블록 15. 천이블록
16. 하단블록 17. 블록지지대
18. 간극조절블록 31. 계측장치
51. 압력튜브 연결판 81. 압력 튜브 10. Experimental apparatus 11. Test part
12. Lower Joint 13. Nuclear Fuel Block
14. Reflector block 15. Transition block
16. Lower Block 17. Block Support
18. Clearance control block 31. Measuring device
51. Pressure tube connecting plate 81. Pressure tube

Claims (15)

다단(multi-column)-다층(multi-layer) 구조를 가지는 초고온 가스로 노심 우회 유량의 분포를 정량적으로 평가하기 위한 실험장치에 있어서,
상기 초고온 가스로의 노심 유회 유량을 측정하기 위한 시험부; 및
상기 시험부에 송풍기를 연결하기 위한 관을 포함하는 하부공동부를 포함하여 구성되고,
상기 시험부는,
핵연료를 포함하는 핵연료 블록;
반사체를 포함하는 반사체 블록;
상기 핵연료 블록 및 상기 반사체 블록 아래에 연결되는 천이블록;
상기 천이블록의 아래에 연결되는 하단블록;
상기 하단블록의 하단에 결합되어 각 블록단을 쌓을 수 있도록 지탱해 주고 중심위치를 고정시켜 주는 역할을 하는 블록지지대; 및
상기 핵연료 블록 또는 상기 반사체 블록과 결합하여 블록과 블록 사이의 간극의 크기를 조절하는 간극조절블록을 포함하여 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치.
In an experimental apparatus for quantitatively evaluating the distribution of core bypass flow rate with ultra-high temperature gas having a multi-column-multi-layer structure,
A test unit for measuring a core flow rate into the ultra high temperature gas; And
It comprises a lower cavity including a tube for connecting a blower to the test unit,
The test unit,
A nuclear fuel block comprising nuclear fuel;
A reflector block comprising a reflector;
A transition block connected below the fuel block and the reflector block;
A lower block connected below the transition block;
A block support coupled to a lower end of the lower block to support each block end and to fix a center position; And
Experimental apparatus comprising a gap control block for adjusting the size of the gap between the block and the block in combination with the fuel block or the reflector block.
삭제delete 제 1항에 있어서,
상기 시험부는,
7개의 홀을 가지는 블록지지대의 각 홀에 7개의 하단블록을 맞추어 설치한 후, 상기 하단블록 위에 다시 7개의 천이블록을 쌓은 다음, 상기 천이블록 위로 핵연료블록 및 반사체블록을 4층으로 쌓아 총 42개의 블록을 설치하여 구성되는 것을 특징으로 하는 실험장치.
The method of claim 1,
The test unit,
After installing seven lower blocks in each hole of the block support having seven holes, seven transition blocks are stacked on the lower block, and nuclear fuel blocks and reflector blocks are stacked in four layers on the transition blocks. Experimental apparatus characterized in that is configured by installing two blocks.
제 1항에 있어서,
상기 시험부는, 벌집 모양의 구조를 가지며, 블록모형을 설치하는데 용이하도록 다단 형태로 설계되고, 각 단은 플랜지(Flange) 구조로 서로 결합되도록 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치.
The method of claim 1,
The test unit has a honeycomb-like structure, is designed in a multi-stage form to facilitate the installation of the block model, each stage is an experimental apparatus, characterized in that configured to be coupled to each other in a flange (Flange) structure.
제 1항에 있어서,
상기 핵연료블록 및 상기 반사체블록은 육각기둥 형태를 가지며,
상기 육각기둥 형태의 상기 핵연료블록과 상기 반사체블록의 벽면에 연결된 압력튜브를 더 포함하여 상기 시험부 내부의 국부적인 압력분포를 측정하도록 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치.
The method of claim 1,
The nuclear fuel block and the reflector block has a hexagonal pillar shape,
And a pressure tube connected to walls of the fuel block and the reflector block of the hexagonal column shape to measure a local pressure distribution inside the test unit.
제 5항에 있어서,
상기 압력튜브는, 상기 핵연료블록 및 상기 반사체블록의 중심부에 설치되어 있는 배관을 통하여, 상기 시험부 및 상기 하부공동부를 통해 외부의 계측장치와 연결되도록 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치. 6. The method of claim 5,
The pressure tube is experimental apparatus, characterized in that configured to be connected to the external measuring device through the test unit and the lower cavity through the pipe installed in the center of the fuel block and the reflector block. 제 6항에 있어서,
상기 외부의 계측장치는 정압계이며,
상기 정압계는, 상기 시험부의 벽면에, 유동방향에 따라 한 면당 14개씩 대칭적으로 총 28개가 설치되는 것을 특징으로 하는 실험장치. The method according to claim 6,
The external measuring device is a pressure gauge,
The hydrostatic pressure gauge, the test apparatus, characterized in that a total of 28 symmetrically installed on the wall surface of the test unit, 14 pieces per one side according to the flow direction. 제 6항에 있어서,
상기 핵연료블록은, 측면뿐만 아니라, 냉각재 유로를 모사하기 위해 내부에 설치된 배관에서의 압력강하를 측정하기 위해 배관 양 끝단에 설치되는 압력튜브를 더 포함하도록 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치. The method according to claim 6,
The nuclear fuel block, the experimental apparatus, characterized in that it further comprises a pressure tube installed at both ends of the pipe to measure the pressure drop in the pipe installed inside to simulate the coolant flow path as well as the side. 제 8항에 있어서,
최상단에 설치되는 상기 핵연료블록은, 유량을 측정할 수 있도록 원형관을 추가적으로 설치하도록 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치. The method of claim 8,
The nuclear fuel block is installed on the top end, the experimental apparatus, characterized in that configured to additionally install a circular tube to measure the flow rate. 제 1항에 있어서,
상기 하부공동부는,
상기 핵연료블록 및 상기 반사체블록의 압력튜브들을 외부의 측정장비와 연결할 수 있도록 그 측면 벽면에 형성된 직사각형 형태의 구멍과,
상기 구멍에 설치되는 압력튜브 연결판을 더 포함하여 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치.
The method of claim 1,
The lower cavity is,
A rectangular hole formed in a side wall of the nuclear fuel block and the reflector block to connect the pressure tubes with an external measuring device;
Experimental apparatus characterized in that it further comprises a pressure tube connecting plate installed in the hole.
제 1항에 있어서,
상기 천이블록은, 그 상단면과 하단면이 각각 상기 핵연료블록의 하단면 및 상기 하단블록의 상단면과 일치하도록 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치.
The method of claim 1,
The transition block, the experimental apparatus, characterized in that the upper surface and the lower surface is configured so as to coincide with the lower surface of the fuel block and the upper surface of the lower block, respectively.
제 11항에 있어서,
상기 천이블록은, 그 중심부에 상기 핵연료블록 및 상기 반사체블록에 각각 연결된 압력튜브를 외부에 연결할 수 있도록 하는 관을 포함하여 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치. 12. The method of claim 11,
The transition block, the experimental apparatus, characterized in that configured to include a tube for connecting the pressure tube connected to the nuclear fuel block and the reflector block, respectively in the center. 제 1항에 있어서,
상기 하단블록은, 상기 핵연료블록, 상기 반사체블록 및 상기 천이블록을 지지하기 위하여 각 블록단의 가장 하단부에 설치되고, 또한, 상기 하부공동부 위에 설치된 상기 블록지지대 상에 설치되며,
상기 하단블록은, 육각기둥 형태의 블록에 원형의 직관을 연결한 구조를 가지고, 각 블록단을 통해 흐르는 유동의 유량값을 측정하기 위해 상기 직관의 출구 쪽에 설치되는 유량계를 더 포함하여 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치.
The method of claim 1,
The lower block is installed at the bottom of each block end to support the nuclear fuel block, the reflector block and the transition block, and is also provided on the block support provided on the lower cavity.
The lower block has a structure in which a circular straight pipe is connected to a hexagonal block, and further includes a flow meter installed at an outlet side of the straight pipe to measure a flow rate of the flow flowing through each block end. Experiment apparatus made with.
제 1항에 있어서,
상기 블록지지대는, 상기 하단블록에 설치된 원형 직관의 외경과 동일한 크기를 가지며, 그 중심점은 해당 블록단이 설치되어야 할 위치에 해당하는 7개의 구멍을 포함하여 구성되고,
상기 블록지지대는, 상기 시험부 내에 설치되는 압력튜브를 외부와 연결할 수 있도록 복층 구조를 가지는 것을 특징으로 하는 실험장치.
The method of claim 1,
The block support has the same size as the outer diameter of the circular straight pipe installed in the lower block, the center point is configured to include seven holes corresponding to the position where the block end is to be installed,
The block support is experimental apparatus, characterized in that having a multi-layer structure to connect the pressure tube installed in the test unit with the outside.
제 1항에 있어서,
상기 간극조절블록은, 육면체의 뚜껑 형태를 가지고, 상기 핵연료블록 또는 상기 반사체블록과 결합하며,
상기 간극조절블록의 측면 벽면의 두께를 달리하여 블록 결합체의 크기를 변화시킴으로써, 블록과 블록 사이의 간극의 크기를 조절하도록 구성된 것을 특징으로 하는 실험장치. The method of claim 1,
The gap control block is in the form of a hexahedron, coupled with the fuel block or the reflector block,
Experimental apparatus, characterized in that for controlling the size of the gap between the block by changing the size of the block assembly by varying the thickness of the side wall surface of the gap control block.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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KR100871284B1 (en) * 2007-07-30 2008-11-28 한국원자력연구원 Structure of a cooled-vessel design of very high temperature reactor with prismatic core
KR20090106707A (en) * 2008-04-07 2009-10-12 한국원자력연구원 Upper plenum structure of a prismatic very high temperature reactor for a cooled-vessel design

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