KR102413821B1 - 원자로 용기의 외벽 냉각 성능을 평가하는 방법 - Google Patents

Abstract

본 발명은 원자로 용기의 외벽 냉각 성능을 평가하는 방법에 관한 것으로, 노내현상 분석모델이 적용되는 상기 원자로 용기의 하부반구를 모델링하는 단계; 노외현상 분석모델이 적용되는 상기 원자로 용기 외벽의 자연순환유로를 모델링하는 단계; 상기 노내 현상 모델과 상기 노외 현상 모델을 연계하는 단계; 중대사고 발생 시 상기 원자로 용기의 하부반구에서의 제1열전달값을 계산하는 단계; 계산된 상기 제1열전달값을 기초로 상기 원자로 용기의 외벽에서 상기 자연순환유로의 냉각수로의 제2열전달값을 계산하는 단계; 및 계산된 상기 제2열전달값을 기초로 상기 자연순환유로의 내에서의 냉각수의 거동을 분석하는 단계를 포함한다.

Description

원자로 용기의 외벽 냉각 성능을 평가하는 방법{Method for evaluating external reactor vessel cooling}

본 발명은 원자로 용기의 외벽 냉각 성능을 평가하는 방법에 관한 것이다.

원자로에 공급되는 냉각수에 문제가 생기면 노심이 용융되는 중대사고가 발생할 수 있다.

중대사고가 발생할 경우 원자로 용기를 감싸고 흐르는 냉각수를 통해 대응할 수 있으며, 이 경우 냉각수를 통한 열제거 효과의 예측 내지 평가를 위해 원자로 용기의 외벽 냉각 성능의 평가가 중요하다.

한국 특허 공개 제2001-0076548호(2001년 8월 16일 공개)

따라서 본 발명의 목적은 원자로 용기의 외벽 냉각 성능을 평가하는 방법을 제공하는 것이다.

상기 본 발명의 목적은 원자로 용기의 외벽 냉각 성능을 평가하는 방법에 있어서, 노내현상 분석모델이 적용되는 상기 원자로 용기의 하부반구를 모델링하는 단계; 노외현상 분석모델이 적용되는 상기 원자로 용기 외벽의 자연순환유로를 모델링하는 단계; 상기 노내 현상 모델과 상기 노외 현상 모델을 연계하는 단계; 중대사고 발생 시 상기 원자로 용기의 하부반구에서의 제1열전달값을 계산하는 단계; 계산된 상기 제1열전달값을 기초로 상기 원자로 용기의 외벽에서 상기 자연순환유로의 냉각수로의 제2열전달값을 계산하는 단계; 및 계산된 상기 제2열전달값을 기초로 상기 자연순환유로의 내에서의 냉각수의 거동을 분석하는 단계를 포함하는 것에 의해 달성된다.

상기 하부반구의 모델링에서는, 상기 하부반구의 최하단 지점을 기준으로 원주 방향으로 배치된 제1노드를 구성할 수 있다.

상기 자연순환유로의 모델링에서는, 냉각수의 유입구 및 유출구를 모델링하며, 상기 제1노드 각각에 대응하는 제2노드를 구성할 수 있다.

상기 연계에서는, 상기 냉각수의 유입구 및 유출구를 원자로 공동의 노드와 연결할 수 있다.

상기 제2열전달값의 계산은, 상기 원자로 용기 하부반구의 중심으로부터 원주방향으로의 각도에 따라 다른 상관식을 사용하여 얻을 수 있다.

상기 제2열전달값의 계산에서 각질층으로부터의 열전달값은 다음 식을 통해 얻어지며

여기서 △T는 벽면에서의 온도와 포화온도의 차이, A, B, C 및 D는 상관식에 따른 계수값을 나타낼 수 있다.

본 발명에 따르면 원자로 용기의 외벽 냉각 성능을 평가하는 방법이 제공된다.

도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 원자로 용기의 외벽 냉각 성능을 평가하는 방법의 순서도이고,
도 2는 본 발명의 일실시예에 따른 원자로 용기의 외벽 냉각 성능을 평가하는 방법에서 하부반구와 자연순환유로의 모델링에서의 노드를 나타낸 것이고,
도 3은 하부반구 중심으로부터 원주 방향으로 위치(θ)에 따라 형성되는 각질층과 하부반구의 용융 정도를 개념적으로 보여주는 원자로용기 하부반구 열전달 모델 개념도이고,
도 4는 원자로용기 내부의 노심용융물(Corium pool)에서 발생한 열이 하부반구 내벽의 용융물 각질층과 하부반구 벽면을 통해 전달되는 과정을 보여주는 개념도이다.

이하 도면을 참조하여 본 발명을 더욱 상세히 설명한다.

첨부된 도면은 본 발명의 기술적 사상을 더욱 구체적으로 설명하기 위하여 도시한 일 예에 불과하므로 본 발명의 사상이 첨부된 도면에 한정되는 것은 아니다. 또한 첨부된 도면은 각 구성요소 간의 관계를 설명하기 위해 크기와 간격 등이 실제와 달리 과장되어 있을 수 있다.

본 발명은 원자력발전소에서 중대사고(Severe Accident)가 발생하였을 경우 원자로용기 외벽냉각의 성능을 평가하는 모델링 방법에 관한 것이다. 특히, 중대사고 종합해석코드를 이용하여 원자로용기 내의 노심용융물에서 발생하는 열이 원자로용기를 감싸고 있는 자연순환유로의 냉각수로 전달되는 거동을 분석하는 방법에 관한 것이다.

중대사고 종합해석코드는 중대사고의 전 사고 경위, 즉, 정상 운전, 노심 가열, 노심 용융, 노심 재배치, 원자로용기 파손, 노심용융물 방출, 노심용융물과 콘크리트 반응, 원자로건물 가압, 원자로건물 파손까지의 모든 경위를 종합적으로 평가한다.

중대사고 종합해석코드는 노내현상 해석모듈과 노외현상 해석모듈을 포함한다.

노내현상 해석모듈은 노심가열 및 용융, 원자로용기 파손 등 원자로 및 원자로냉각재계통의 열전달 현상에 대한 모사를 담당한다. 노외현상 해석모듈은 중대사고로 인해 격납건물 내부에서 발생할 수 있는 주요 중대사고 현상에 대한 모사를 담당한다.

본 발명에서는 중대사고 종합해석코드를 이용하여 원자로용기, 원자로공동 및 자연순환유로를 모델링하고, 원자로용기 외벽냉각 성능을 분석하는 방법을 제공한다.

이하에서 설명하는 평가 방법 내지 분석 방법은 컴퓨터를 이용하여 수행될 수 있다.

도 1을 참조하여 본 발명의 일 실시예에 따른 평가방법을 설명한다.

먼저 원자로용기 하부반구 모델을 생성한다(S110).

이 단계에서는 원자로용기 하부반구를 원자로용기 외벽냉각 성능 평가가 가능하도록 모델링한다. 중대사고 종합해석코드의 매뉴얼 등에서 제시하는 방법을 적용하여 도 2와 같이 원자로용기의 하부반구의 최하단 지점을 기준으로 원주 방향으로 다수의 제1노드를 구성한다. 원자로용기 하부반구의 모델링은 보다 정확한 모의가 가능하도록 다수의 노드로 구성할 수 있다.

다음으로 자연순환유로 모델을 생성한다(S120). 원자로용기를 둘러싸고 있는 자연순환유로와 냉각수의 유입구 및 유출구를 모델링한다. 자연순환유로 중 원자로용기 하부반구를 감싸고 있는 부분의 제2노드는 원자로용기 하부반구에 대한 제1노드와 대응하도록 동일한 개수로 구성한다. 그 외 원자로용기 벽면을 둘러싸고 있는 노드를 추가로 구성할 수 있다. 냉각수의 순환이 이루어지는 냉각수의 유입구 및 유출구를 구성한다.

다음은 모듈 간 연계 모델을 생성한다(S130). 냉각수의 순환이 이루어지는 냉각수 유입구 및 유출구를 원자로용기를 감싸고 있는 원자로공동의 노드와 연결하여, 노내현상 해석모듈과 노외현상 해석모듈 사이의 연계 계산이 적절하게 이루어질 수 있도록 한다. 원자로 공동의 노드는 별도의 절차를 통해 이미 모델링되어 있을 수 있다.

노내현상 해석모듈은 원자로용기 내부의 노심용융물에서 발생하는 열원과 열전달 과정을 통해 원자로용기 내부에서 외부로 열이 전달하는 과정을 계산하고, 노외현상 해석모듈은 원자로용기 외부로 전달된 열이 원자로공동에서 제거되는 과정을 계산한다.

냉각수의 유입구 및 유출구는 중대사고 종합해석코드의 매뉴얼 등에서 제시하는 방법과 동일하게 압력 및 유량경계조건을 이용하여 모델링한다. 모듈 간 연계 사항이 계산에 적절하게 반영될 수 있도록 모델링 정보를 입력문에 반영한다. 즉, 노내현상 해석모듈과 노외현상 해석모듈 사이에서 유입구와 유출구가 매개체 역할을 수행하는 것이다.

다음으로 원자로용기 하부반구에 존재하는 노심용융물에서 발생하는 열에 대한 계산결과를 산출한다(S140). 이 단계는 원자로용기 하부반구 내에서의 열적 거동에 대한 계산 결과를 산출하는 단계로서, 노심용융물의 상태와 거동에 따른 제1열전달량을 계산한다.

노심용융물은 그 구성 성분에 따라 금속용융물층과 산화용융물층을 구성하며, 각 성분이 가지는 특성에 따라 열발생량 및 열전달량을 계산한다.

이 때, 노심용융물과 원자로용기 하부반구 벽면 사이의 열전달 거동에 의해 용융물 각질층 형성 및 하부반구 벽면 용융이 발생한다. 노심용융물과 원자로용기 하부반구 사이의 경계면을 따라 노심용융물의 자연대류 열전달 특성에 의해 중심으로부터 위치(θ)에서 열전달량을 계산한다. 각질층에서의 열전달량은 수학식 1과 같이 표현할 수 있다. 수학식 1은 전도를 통한 열전달률을 나타낸다.

<수학식 1>

여기서, δc(θ)는 중심으로부터 위치(θ)에 따른 각질층의 두께, Ti(θ)는 중심으로부터 위치(θ)에 따른 벽면 경계온도, T_{OMP, melt}는 산화용융물층의 용융온도를 나타낸다. 이들 값은 노내현상해석모듈의 설정치 또는 계산을 통해 얻어진다.

도 3은 하부반구 중심으로부터 원주 방향으로 위치(θ)에 따라 형성되는 각질층과 하부반구의 용융 정도를 개념적으로 보여주는 원자로용기 하부반구 열전달 모델 개념도이다.

원자로용기 하부반구에서 각질층을 통해 빠져나가는 열은 원자로용기 벽면의 열전달을 통해 원자로용기 외부의 냉각수에 전달된다.

도 4는 원자로용기 내부의 노심용융물(Corium pool)에서 발생한 열이 하부반구 내벽의 용융물 각질층과 하부반구 벽면을 통해 전달되는 과정을 보여주는 개념도이다.

다음으로 원자로용기 외벽에서 냉각수로의 제2열전달량을 계산한다(S150). 원자로용기 하부반구의 형상에 적합한 열전달 상관식을 이용한다. 더 구체적으로는, 하부반구의 중심으로부터 원주 방향으로의 위치(θ)에 따라 다른 계수값을 적용한 상관식을 계산한다. 이와 같은 방법은 수학식 2와 같이 표현할 수 있다. 수학식 2는 대류를 통한 열전달계수를 의미하며, 도 4에서 각질층(크러스트) 내에서의 열전달을 나타낸다.

<수학식 2>

여기서, △T는 벽면에서의 온도와 포화온도의 차이, A, B, C 및 D는 상관식에 따른 계수값을 나타낸다.

예를 들어 계수값은 다음 표 1과 같을 수 있다. 표 1의 값은 관련 연구를 통해 도출된 실험조건과 이를 통해 도출된 상관식과 계수를 나타낸 것이다. θ는 실험 조건에서 사용한 각도로, 이를 상관식에 적용하기 위해서는 내삽/외삽을 통해 적절한 값을 적용하여 사용할 수 있다. △T는 벽면, 즉 원자로용기의 외벽온도와 냉각수의 포화온도 차이를 의미한다. 이 또한 △T가 적용조건을 벗어나는 경우에는 내삽/외삽을 통해 적절한 값을 적용하여 사용할 수 있다.

적용조건		A	B	C	D
θ (degree)	△T
0	13 ~ 63.2	0.267	-2.229	6.54	-6.422
18	21 ~ 67	-0.0109	0.588	-2.868	3.942
45	15 ~ 54	-0.284	3.177	-10.78	11.86
60	17 ~ 58	-0.251	2.721	-8.677	8.82
75	22 ~ 64	0.83	-7.958	26.30	-29.48

마지막으로 원자로용기의 열전달 거동을 분석하여 자연순환유로의 냉각수 거동을 평가한다(S160). 이 단계에서는 원자로용기 내의 노심용융물에서 냉각수까지 전달되는 열전달 거동 계산과 냉각수의 온도 및 유량 정보를 기초로 해서 원자로용기 외벽냉각 성능을 평가한다. S140을 통해 원자로용기 하부반구를 구성하고 있는 다수의 노드에서 냉각수로 전달되는 제1열전달량이 계산되었고, S150을 통해 산출된 냉각수로의 제2열전달량을 통해 자연순환유로의 냉각수 거동을 계산하였고, 이를 종합적으로 분석하여 원자로용기 외벽냉각 성능을 평가 결과로 제시한다.

이상과 같이 본 발명은 원자로용기의 외벽냉각 성능을 평가하기 위해 원자로공동 내의 원자로용기와 이를 감싸고 있는 냉각수의 유로를 컴퓨터 모델링하는 방법에 관한 것이다.

본 발명에 따르면, 원자로용기는 원주 방향으로 다수의 노드로 분할되고, 그에 의하여 원자로용기를 둘러싸고 있는 냉각수 유로도 동일한 수의 노드로 분할된다. 원자로용기를 벗어난 냉각수 유로는 하나의 노드로 구성된다. 냉각수 유로의 양 끝단에 위치하고 있는 입구영역 및 출구영역은 각각 하나의 노드로 구성된다. 이를 제외한 원자로 공동의 기타 영역은 하나의 노드로 구성된다.

제1계산 단계에서, 원자로용기의 모델은 원자로 내부에서 생성되는 에너지를 원자로용기의 각 노드별로 원자로용기 벽면의 두께를 거쳐 전달되는 에너지를 계산한다. 제2계산 단계에서, 원자로용기를 둘러싸고 있는 냉각수 유로의 각 노드에서는 원자로용기 벽면을 통해 전달되는 에너지를 받아 냉각수의 열수력 정보를 계산한다. 제3계산 단계에서, 제2계산 단계에서 계산된 냉각수의 열수력 정보를 종합하여 다음 시간 스텝의 열수력 정보를 계산한다.

본 발명에 따르면 원자로용기 내부의 에너지를 원자로용기 외부의 냉각수로 전달하는 계산을 효과적으로 수행할 수 있다. 원자로용기의 원주 방향을 다수의 노드로 구분하여 원주각에 따른 에너지 전달율을 효과적으로 모사할 수 있다. 원자로용기와 접하는 냉각수 영역과 접하지 않는 냉각수 영역을 구분하여 에너지 전달을 적절하게 모사할 수 있다. 또한 입구영역 및 출구영역을 각각 하나의 노드로 구성하여 원자로용기와 연결되는 열수력 정보의 전달이 효과적으로 모사될 수 있다.

전술한 실시예들은 본 발명을 설명하기 위한 예시로서, 본 발명이 이에 한정되는 것은 아니다. 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양하게 변형하여 본 발명을 실시하는 것이 가능할 것이므로, 본 발명의 기술적 보호범위는 첨부된 특허청구범위에 의해 정해져야 할 것이다.

Claims (6)

1. 원자로 용기의 외벽 냉각 성능을 평가하는 방법에 있어서,
   노내현상 분석모델이 적용되는 상기 원자로 용기의 하부반구를 모델링하는 단계;
   노외현상 분석모델이 적용되는 상기 원자로 용기 외벽의 자연순환유로를 모델링하는 단계;
   상기 노내 현상 모델과 상기 노외 현상 모델을 연계하는 단계;
   중대사고 발생 시 상기 원자로 용기의 하부반구에서의 제1열전달값을 계산하는 단계;
   계산된 상기 제1열전달값을 기초로 상기 원자로 용기의 외벽에서 상기 자연순환유로의 냉각수로의 제2열전달값을 계산하는 단계; 및
   계산된 상기 제2열전달값을 기초로 상기 자연순환유로의 내에서의 냉각수의 거동을 분석하는 단계를 포함하며,
   상기 하부반구의 모델링에서는,
   상기 하부반구의 최하단 지점을 기준으로 원주 방향으로 배치된 제1노드를 구성하며,
   상기 자연순환유로의 모델링에서는,
   냉각수의 유입구 및 유출구를 모델링하며,
   상기 제1노드 각각에 대응하는 제2노드를 구성하며,
   상기 연계에서는,
   상기 냉각수의 유입구 및 유출구를 원자로 공동의 노드와 연결하며,
   상기 제2열전달값의 계산은,
   상기 원자로 용기 하부반구의 중심으로부터 원주방향으로의 각도에 따라 다른 상관식을 사용하여 얻으며,
   상기 제2열전달값의 계산에서
   각질층으로부터의 열전달값은 다음 식을 통해 얻어지며
   

   

   
   여기서 △T는 벽면에서의 온도와 포화온도의 차이, A, B, C 및 D는 상관식에 따른 계수값을 나타내는 평가 방법.
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