KR20100085465A - 이중냉각 환형핵연료봉의 온도 및 열속을 시뮬레이션 하는 방법 - Google Patents

이중냉각 환형핵연료봉의 온도 및 열속을 시뮬레이션 하는 방법 Download PDF

Info

Publication number
KR20100085465A
KR20100085465A KR1020090004758A KR20090004758A KR20100085465A KR 20100085465 A KR20100085465 A KR 20100085465A KR 1020090004758 A KR1020090004758 A KR 1020090004758A KR 20090004758 A KR20090004758 A KR 20090004758A KR 20100085465 A KR20100085465 A KR 20100085465A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
heat flux
thermal conductivity
temperature
internal
gap
Prior art date
Application number
KR1020090004758A
Other languages
English (en)
Other versions
KR101002981B1 (ko
Inventor
송근우
전태현
양용식
신창환
Original Assignee
한국원자력연구원
한국수력원자력 주식회사
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국원자력연구원, 한국수력원자력 주식회사 filed Critical 한국원자력연구원
Priority to KR1020090004758A priority Critical patent/KR101002981B1/ko
Publication of KR20100085465A publication Critical patent/KR20100085465A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101002981B1 publication Critical patent/KR101002981B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/22Fuel elements with fissile or breeder material in contact with coolant
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 이중냉각환형핵연료 내부 및 외부 표면 열속 및 유량 시뮬레이션 방법에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 핵연료 연소도 및 출력 변화에 따른 이중냉각 환형핵연료의 요소별 형상 변경을 모사하여 핵연료봉 내부 및 외부 표면에서의 열속과 이와 연계되어 결정되는 내부 및 외부 유로의 유량 분리, 핵연료 온도를 시뮬레이션 할 수 있는 방법을 제시한다.
핵연료봉, 환형핵연료봉, 이중냉각핵연료봉, 열속분리, 유량분리, 핵연료 온도

Description

이중냉각 환형핵연료봉의 온도 및 열속을 시뮬레이션 하는 방법{A simulation method for the temperature and heat flux of dual-cooled, annular, nuclear fuel rod}
본 발명은 이중냉각 환형핵연료봉의 시뮬레이션 방법에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 핵연료봉의 연소도 및 출력 변화에 따른 열저항을 내부 및 외부 방향으로 각각 모사하여 핵연료봉 내부 및 외부 표면에서의 열속 내부 및 외부 유로의 유량 배분 및 핵연료봉 온도를 시뮬레이션 하는 방법에 관한 것이다.
현재 발전용 경수로에서는 원통형의 핵연료봉이 사용되고 있으며, 상기 원통형상의 핵연료봉은 지르코늄 합금의 피복관 1개와 상기 피복관 안에 원통형상의 소결체를 다수 장입하고 상기 피복관의 양단을 봉단마개로 막고 용접하여 밀봉한 형태이다. 상기 원통형상의 소결체는 핵분열성 물질을 함유하며 상기 핵분열성 물질은 우라늄(U) 또는 플루토늄(Pu) 중에서 적어도 하나 이상을 포함한다. 도 1은 원통형상 핵연료봉의 개략도이며, 도 2는 도 1의 원통형상 핵연료봉의 단면도이다.
원자력 발전소(특히, 가압경수로형 원자력발전소)에서 사용되는 모든 핵연료봉들은 표면에서 냉각수로 열을 제거하기 때문에 냉각능에 큰 영향을 주는 표면에서의 열속(heat flux)에 대한 정확한 시뮬레이션이 필수적이다.
특정한 열속 이상에서는 핵연료봉 표면과 냉각수 간의 열전달이 급격하게 악화되어 핵연료의 온도가 과도하게 상승하는 현상이 발생하는데, 이러한 특정 열속을 임계열속(Critical Heat Flux, CHF)이라고 한다. 표면에서의 열속이 임계열속을 초과하는 경우에 핵연료는 손상이 발생할 수 있으며, 핵연료봉의 손상은 원자로의 안전성 및 경제성을 심각하게 훼손하게 된다. 따라서 원자로 정상운전 중에는 핵연료봉의 열속은 임계열속 이하가 되도록 설계기준이 설정되어 있다.
이러한 이유로, 핵연료봉 표면에서의 열속은 핵연료의 설계 및 개발시 매우 중요한 인자이므로 이를 예측하는 것은 필수적이다.
도 1 및 도 2에서 알 수 있듯이, 기존의 원통형상 핵연료봉은 핵연료봉 소결체 내부에서 발생한 열이 모두 핵연료봉의 외부 표면을 통해서 주위의 1개의 유로로 전달된다. 핵연료봉 표면에서의 열속(W/cm2)은 핵연료 출력(W/cm) 및 핵연료봉의 직경(cm)만 알 면 용이하게 결정될 수 있다[ 열속=출력/(π· 직경)]. 핵연료봉의 직경은 일정하므로 출력이 변하지 않으면 열속이 변하지 않는다.
상기 원통형상의 핵연료봉은 온도와 열속(heat flux)이 높기 때문에 성능 및 안전성에 제한을 받는다. 이러한 원통형상의 핵연료봉이 갖는 온도 및 열속 한계를 극복하기 위해서 한국 특허 756391호(내부 피복관 및 외부 피복관의 열속 조절이 가능한 환형 핵연료봉, 2007)에는 핵연료봉의 구조를 환형(annular type)으로 하여 냉각수를 연료봉 외부와 연료봉 내부로 동시에 흐르게 하는 이중냉각 환형 핵연료봉이 개시되어 있다.
도 3은 이중냉각 환형 핵연료봉의 개략도이고, 도 4는 도 3의 환형 핵연료봉의 단면도이며, 도 5는 도 3의 환형핵연료봉의 부분확대 단면도이다. 이중냉각 환형 핵연료봉은 외부 피복관과 내부 피복관 그리고 상기 두 피복관 사이에 환형 소결체가 들어있는 구조이다. 피복관의 양끝은 마개로서 용접되어 있다.
이중냉각 환형핵연료봉은 종래의 원통형 핵연료봉과는 다르게 내부 및 외부 유로가 각각 구비되어 있기 때문에 핵연료봉 환형 소결체에서 발생한 열은 내부유로 및 또는 외부유로의 양방향으로 전달이 가능하다. 상기 각각의 방향으로 열이 배분되는 비율은 열이 발생한 지점에서 내부 유로까지의 열저항(heat thermal resistance)과 외부 유로까지의 열저항에 의해서 결정되는데, 실제 원자로에서 핵연료봉이 연소되는 동안 내부 열저항과 외부 열저항이 서로 독립적으로 변하기 때문에 이에 따라서 외부 표면 및 내부 표면에서의 열속이 크게 변하고 또한 변화량을 예측하기 매우 어려운 문제가 있다.
종래의 원통형 핵연료봉에서는 열저항이 변하더라도 열을 제거하는 외부 유 로가 1개이기 때문에 열속이 변하는 문제는 발생하지 않는다.
상기한 이중냉각 환형 핵연료봉의 열속에 관련된 문제점을 기술적으로 설명하면 다음과 같다.
도 5에서 알 수 있듯이, 핵연료봉 내부 소결체에서 발생한 열은 소결체, 소결체-피복관 간극(gap), 피복관을 차례로 통과하여 냉각수까지 전달된다. 따라서, 핵연료봉의 열저항은 크게 다음과 같은 4가지 인자(factor)에 의해 결정된다.
① 냉각수와 핵연료봉 표면과의 사이에서의 대류 열저항
② 피복관 열전도도 및 두께에 의한 전도 열저항
③ 소결체-피복관 사이의 간극(gap)의 전도 열저항
④ 소결체 자체의 열전도도 및 두께에 의한 전도 열저항
위의 열저항을 구성하는 4가지 인자중에서 ①과 ②는 핵연료 출력 및 연소도 변화에 크게 영향을 받지 않지만, ③ 및 ④는 크게 영향을 받는다.
특히, ③항 간극 열전도도는 핵연료 및 피복관의 반경방향 제원 변화에 크게 영향을 받는다.
또한, 환형핵연료봉의 하단으로부터 내부 및 외부 유로로 유입되는 유량은 핵연료 설계에 의해서 결정되지만, 연소 중에는 열속에 의해 결정되는 내부 및 외부 냉각수의 온도 상승, 특히 비등(boiling)에 영향을 받으며, 이러한 내부 및 외부 유량의 변화는 다시 표면 열속에도 영향을 끼친다.
상기한 기술적 인자들을 고려하여 이중냉각 환형 핵연료봉 표면의 열속을 정확히 평가하기 위해서는 연소도에 따른 소결체 치수 변화, 핵연료봉의 온도분포 변 화, 물질특성 변화, 내부 및 외부 유로의 유량 배분 등이 열속과 함께 평가되어야만 한다. 그러나 아직까지 정형화된 평가방법론 및 평가체계가 제시되지 않았기 때문에 이중냉각 환형 핵연료봉의 열속 평가에 문제점이 있다.
상술한 문제점을 해결하기 위해 안출된 본 발명의 목적은, 연소도 및 출력 변화에 따른 환형핵연료의 요소별 열저항을 모사하여 핵연료봉 내부 및 외부 표면에서의 열속 변화 및 내부 및 외부 유로의 유량 배분 및 핵연료 온도 시뮬레이션을 수행할 수 있는 방법을 제시하는데 있다.
상기의 목적을 달성하기 위한 본 발명은, 주어진 입력으로부터 전체 계산을 수행하기 위한 기본적인 계산을 수행하는 계산준비 단계;
상기 계산준비 단계에서 계산된 이중냉각환형핵연료봉의 핵연료 출력 및 연소시간으로부터 연소도를 계산하는 연소도 계산단계;
상기 연소도 계산단계에서 계산된 연소도로부터 소결체 및 피복관 제원 변화를 계산하는 제원계산단계;
환형핵연료봉의 내부 및 외부 유로의 유량을 가정하는 유량 가정단계;
환형핵연료봉의 내부 및 외부 표면에서의 열속을 가정하는 열속 가정단계;
환형핵연료봉의 내부 및 외부 간극 열전도도를 가정하는 간극열전도도 가정단계;
상기 유량 가정단계, 열속 가정단계 및 간극열전도도 가정단계에서 가정된 값들로부터 핵연료 온도분포를 계산하는 온도계산 단계;
상기 온도계산 단계에서 계산된 핵연료 온도가 특정 오차내로의 수렴여부를 판단하는 온도수렴 판단단계;
상기 온도수렴 판단단계에서 온도가 수렴되는 경우, 수렴된 온도로부터 핵연료 열변형 및 간극열전도도를 재계산하여 핵연료 열변형에 의한 제원 변화를 계산하는 간극열전도도 재계산단계;
상기 간극열전도도 재계산단계에서 재계산된 내부 및 외부 간극열전도도를 상기 간극열전도도 가정단계에서 가정된 간극열전도도와 비교하여 특정 오차내로의 수렴여부를 판단하는 간극열전도도 수렴 판단단계;
상기 간극열전도도 수렴 판단단계에서 간극 열전도도가 수렴되었을 경우, 수렴된 간극 열전도도와 상기 수렴된 핵연료 온도로부터 내부 및 외부 열속을 재계산하는 열속 재계산단계;
상기 열속 재계산단계에서 계산된 내부 및 외부 표면 열속과 상기 열속 가정단계에서 가정된 열속의 비교를 통해 특정 오차범위내로 수렴여부를 판단하는 열속 수렴 판단단계;
상기 열속 수렴 판단단계에서 내부 및 외부 열속이 모두 수렴하였을 경우, 수렴된 내부 및 외부 표면 열속으로부터 내부 및 외부 유로의 유량분리비율을 재계산하여 내부 및 외부 유로 유량을 재계산하는 유량배분 재계산단계;
상기 유량배분 재계산단계에서 재계산된 내부 및 외부 유량과 상기 유량 가정단계에서 가정된 유량과의 비교를 통해 특정 오차내로의 수렴을 판단하는 유량 수렴 판단단계;
내부 및 외부 열속, 유량 및 핵연료 온도가 모두 수렴된 경우 이를 최종계산결과로 저장하는 최종결과저장단계;
입력으로부터 계산되는 최종연소시간과 현재 시간구간에서의 연소시간을 비교하여 현재 연소시간이 최종 연소시간 이상일 경우 계산을 종료하는 계산종료 판단 단계를 포함하는 이중냉각 환형핵연료봉 내부 및 외부 열속, 내부 및 외부 유로 유량, 핵연료 온도의 시뮬레이션 방법이다.
본 발명은 환형핵연료의 설계에 필수적인 내부 및 외부 표면 열속, 내부 및 외부 유로 유량 배분 및 핵연료 온도를 시뮬레이션을 수행할 수 있는 방법을 제공함으로써 환형핵연료의 개발에 직접적으로 활용될 수 있다.
이하, 본 발명을 바람직한 실시예를 첨부한 도면을 참조하여 설명하기로 한다. 하기의 각 도면의 구성 요소들에 참조 부호를 부가함에 있어서, 동일한 구성 요소들에 한해서는 비록 다른 도면상에 표시되더라도 가능한 한 동일한 부호를 가지도록 하며, 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 공지 기능 및 구성에 대한 상세한 설명은 생략한다.
먼저, 계산준비 단계로써, 입력된 입력값으로부터 계산에 필요한 기본적인 계산을 수행한다(S100). 준비단계에서는 입력 조건으로 주어지는 핵연료 직경 및 내부 및 외부 피복관의 두께, 간극 넓이 등으로 부터 소결체 직경, 질량, 부피 등 계산에 필요한 세부 제원들을 계산하며, 입력으로 주어지는 선출력(kW/m)으로부터 핵연료봉 전체 출력(kW) 및 출력밀도(kW/㎥) 등을 계산하는 과정이 포함된다.
그리고, 연소도 계산단계로써, 상기 입력치 중 핵연료 출력과 연소시간으로 부터 연소도를 계산한다(S110).
상기 연소도는 각 시간구간의 시간(sec), 출력(kW/m3), 핵분열성물질의 양(kg) 및 소결체의 밀도(g/㎤), 핵분열당 발생하는 열량(Mev/fission)의 조합으로써 계산된다.
이어서, 제원계산 단계로써, 상기 연소도 계산단계에서 계산된 연소도로부터 소결체 및 피복관의 제원이 변화된 것을 계산하여 평가한다(S120).
상기 제원 계산단계에서는 상기 연소도 계산단계에서 계산된 연소도를 기본으로 연소도 변화에 따른 부피팽창량을 계산한 후, 이를 통해 제원 변화를 계산한다. 피복관 변형 역시 연소도 구간의 시간, 온도 및 동일 시간동안의 속중성자속(fast neutron flux)으로부터 계산된다.
다음단계에서는 내부 및 외부 유로의 유량, 내부 및 외부 표면에서의 열속 및 내부 및 외부 간극열전도도를 각각 가정하는 단계이다.(S130,S140,S150).
가정되는 열속, 내부 및 외부 유량, 내부 및 외부 간극열전도도는 0 이상의 임의의 값을 사용할 수 있으나 수렴성 및 수렴속도를 증가시키기 위해서는 적절한 값을 사용하는 것이 효율적이다.
본 발명에서의 기본적인 가정값은 초기 내부 및 외부 유량 및 표면 열속은, 전체의 유량과 열속이 내부 및 외부에서 각각 50:50으로 나누어 지는 것으로 가정하였고, 내부 및 외부 간극 열전도도는 내부 및 외부 모두 4,000W/㎡으로 가정하였다.
다음의 온도계산 단계에서는, 상기 가정단계에서 가정된 값들로부터 핵연료 온도분포를 계산한다(S160).
상기 가정단계에서 내부 및 외부 유량, 열속, 간극열전도도가 결정되면 핵연료 온도 분포는 다음과 같이 구할 수 있다. 즉, 가정된 내부 및 외부 유량 및 열속과 입력값인 냉각수 온도로부터 내부 및 외부 피복관 표면에서의 열전달계수(heat transfer coefficient)를 계산하여 피복관 표면온도를 구한다,
이는 피복관 내부 및 외부 피복관 표면온도가 결정되면 내부 피복관의 외면 온도 및 외부 피복관 내면온도를 구하기 위해 피복관의 열전도도가 균일하다는 가정하에서 원통형좌표계 정상상태 열전달 방정식에 의해 계산을 수행한다.
내부 피복관의 외면 온도 및 외부 피복관의 내면온도가 구해지면 소결체의 표면온도를 구하기 위해, 간극 열전도도와 열속을 이용하여 다음과 같은 식을 통해 계산을 수행한다.
Figure 112009003738330-PAT00001
여기서 q''는 열속, h는 간극 열전도도 ΔT는 피복관 표면과 소결체 표면의 온도차이다.
상기 계산을 통해 결정된 소결체 표면온도를 바탕으로 핵연료 출력밀도 및 열전도도를 이용하여 핵연료 중심으로부터 반경 r에서의 핵연료 온도 분포를 다음과 같이 구한다.
Figure 112009003738330-PAT00002
여기서 Ti와 To는 각각 소결체 내/외 표면온도이며, q'''(W/㎥)는 출력밀도, k는 소결체의 열전도도, ri 및 ro는 중심으로부터 소결체 내/외 표면까지의 거리이다.
다음은 온도수렴판단 단계로써, 상기 핵연료 온도분포가 특정 오차내로 수렴되고 있는지를 판단한다(S170). 만일 수렴되지 않는다면, 상기 온도계산단계를 다시 수행한다.
본 수렴과정은 소결체의 열전도도가 온도에 영향을 받고, 온도는 다시 소결체 열전도도의 함수이기 때문에 필수적이며 이를 위해, 새로 계산된 온도로부터 결정된 소결체 열전도도와 온도계산에 사용된 열전도도가 10-10 이하의 상대 오차를 가질 때까지 반복적으로 계산이 수행된다.
반복계산(iteration)이 수행됨에 따라 핵연료 열전도도는 업데이트된다. 온도계산은 업데이트된 열전도도를 이용하여 재계산되며 열전도도가 수렴될 경우 소결체 온도도 수렴된다.
상기 온도수렴판단 단계에서 수렴된 온도로부터 핵연료의 열변형 및 그에 따 른 간극 넓이의 변화를 고려하여 간극 열전도도를 재계산한다(S180).
수렴된 온도로부터 소결체 및 피복관의 반경방향 열팽창은 다음과 같이 계산된다.
Figure 112009003738330-PAT00003
여기서, ΔL은 온도차이에 의한 길이 변형량, L은 초기 길이, α는 선형열팽창계수, ΔT는 온도차 이다. 소결체 및 피복관의 열변형이 계산되면 이에 따라 간극 넓이가 변하게 되고 간극 열전도도가 변하기 때문에 변형된 간극 넓이로부터 간극 열전도도 재계산을 수행한다.
간극열전도도 수렴 판단단계에서는, 상기 재계산된 내부 및 외부 간극열전도도를 상기 간극열전도도 가정단계에서 가정된 간극열전도도와 비교하는 단계를 수행한다(S190). 본 비교단계에서는 비교하는 두 값이 10-10 이하의 상대오차범위내일 경우 수렴되는 것으로 판단한다.
수렴조건을 만족하지 못하였을 경우, 간극열전도도 가정단계로 복귀하여 계산을 재수행하는데, 이때 새로 계산된 간극열전도도를 가정치로 업데이트한다.
상기 간극열전도도가 수렴되었을 경우에는 열속 재계산단계로써, 수렴된 핵연료 온도와 간극열전도도를 바탕으로 새로운 내부 및 외부 열속을 재계산한다(S200).
다음으로, 열속수렴 판단 단계로써, 상기 열속재계산 단계에서 계산된 내부 및 외부 표면 열속과 열속가정 단계에서 가정된 열속을 비교한다(S210). 이 단계에서 비교를 통해 10-10 이하의 상대오차를 만족하지 못하였을 경우, 상기 가정단계로 복귀하여 계산을 재수행하며, 이 때 초기에 가정된 열속은 새로 계산된 내부 및 외부 열속으로 업데이트된다.
상기 열속수렴 판단단계에서 수렴이 되었을 경우, 수렴된 내부 및 외부 표면 열속을 이용하여 유량배분 재계산을 수행한다(S220).
다음으로 유량수렴판단 단계에서는, 상기 유량배분 재계산단계에서 계산된 내부 및 외부 유량과 상기 유량가정 단계에서 가정된 유량과의 비교를 수행한다(S230). 이 때, 재계산된 내부 및 외부 유량이 10-10 상대오차 이하일 경우 수렴으로 판단하며, 만일 수렴조건에 도달하지 않을 경우 유량가정단계로 복귀하여 재계산을 수행한다. 이 때, 초기에 가정된 유량은 유량배분 재계산단계에서 계산된 유량으로 업데이트 된다.
상기와 같이 내부 및 외부 유량, 열속, 간극열전도도 및 핵연료 온도가 모두 수렴한 경우 이를 각 연소도 구간의 최종결과로써 저장하는 최종결과 저장단계를 수행한다(S240).
다음단계는 최종연소시간 도달여부를 판단하는 계산종료 판단 단계로서, 상기 계산이 수행된 연소시간과 입력값인 최종연소시간을 비교하여 계산이 수행된 연소시간이 최종연소시간에 비해 작을 경우 상기 연소도 계산단계로 복귀하여 재계산을 수행하고 최종연소시간과 동일하거나 큰 경우에는 모든 계산을 종료하는 단계이 다(S250).
상기와 같이, 본 발명의 바람직한 실시예를 참조하여 설명하였지만 해당 기술 분야의 숙련된 당업자라면 하기의 특허청구범위에 기재된 본 발명의 사상 및 영역으로부터 벗어나지 않는 범위 내에서 본 발명을 다양하게 수정 및 변경시킬 수 있음을 이해할 수 있을 것이다.
도 1은 종래기술에 따른 원통형상 핵연료봉의 개략도이다.
도 2는 도 1의 원통형상 핵연료봉의 단면도이다.
도 3은 종래기술에 따른 환형핵연료봉의 개략도이다.
도 4는 도 3의 환형핵연료봉의 단면도이다.
도 5는 도 3의 환형핵연료봉의 부분확대단면도이다.
도 6은 본 발명의 이중냉각환형핵연료 내부 및 외부 표면 열속 및 내부 및 외부 유량배분, 핵연료 온도를 시뮬레이션 방법이다.
<도면의 주요부분에 대한 부호의 설명>
10: 원통형상 핵연료봉 12:클래딩
14: 간극 16: 핵연료
20: 환형 핵연료봉 22: 외부클래딩
24: 외부간극 26: 핵연료
28: 내부간극 30: 내부클래딩
32: 내부유로 34: 외부유로

Claims (6)

  1. 원자로 안에서 이중냉각 환형핵연료봉이 연소하는 동안 상기 핵연료봉의 내부 및 외부 열속, 내부 및 외부 냉각수 유량, 내부 및 외부 간극 열전도도를 연소도 또는 시간에 따라서 시물레이션 하는 방법에 있어서,
    환형핵연료봉의 제원, 출력, 연소시간을 조합하여 연소도를 구하는 연소도 계산단계;
    상기 연소도계산 단계에서 계산된 연소도에서 소결체 제원 및 피복관 제원의 변화량을 구하는 제원계산 단계;
    환형핵연료 내부 및 외부 유량분배를 가정하여 유량을 가정하는 유량 가정 단계;
    환형핵연료 내부 및 외부 열속을 가정하는 열속가정 단계;
    환형핵연료 내부 및 외부 간극열전도도를 가정하는 간극열전도도 가정 단계;
    주어진 열속, 유량, 간극열전도도 및 환형 핵연료봉 제원을 이용하여 소결체 및 피복관의 온도, 소결체의 열전도도를 구하는 온도계산 단계;
    상기 온도 계산단계에서 구한 소결체 온도 및 열전도도가 소정의 오차 이내로 수렴하는지 여부를 판단하는 온도수렴판단 단계;
    상기 온도수렴판단 단계에서 수렴이 완료된 경우, 수렴된 온도로부터 핵연료 열변형을 계산하고, 상기 계산된 열변형에 의해 간극 넓이를 재계산하여 간극열전도도를 재계산하는 간극열전도도 재계산단계;
    상기 간극열전도도재계산 단계에서 재계산된 내부 및 외부 간극열전도도를 초기에 가정된 간극열전도도와 비교하여 수렴여부를 판단하는 간극열전도도 수렴판단 단계;
    상기 간극열전도도 수렴판단 단계에서 간극열전도도가 수렴되었을 경우, 수렴된 간극열전도도와 수렴된 핵연료 온도로부터 내부 및 외부 열속을 재계산하는 열속재계산 단계;
    상기 열속재계산 단계에서 계산된 내부 및 외부 표면 열속과 상기 초기값 가정단계에서 가정된 열속과의 비교를 통해 수렴여부를 판단하는 열속 수렴판단 단계;
    상기 열속 수렴판단 단계에서 내부 및 외부 열속이 수렴했을 경우, 수렴된 내부 및 외부 표면 열속으로부터 내부 및 외부 유로의 유량분배를 재계산하는 유량분배 재계산 단계;
    상기 유량분배 재계산단계에서 재계산된 내부 및 외부 유로의 유량과 상기 초기값 가정단계에서 가정된 유량과의 비교를 통해 수렴여부를 판단하는 유량 수렴판단 단계;
    상기 유량 수렴 판단 단계에서 유량이 수렴했을 경우, 내부 및 외부 표면의 열속, 유량 및 핵연료 온도를 계산이 수행된 연소도 내에서 최종 결과로써 저장하는 저장단계; 및
    입력값으로부터 결정되는 최종연소시간과 상기에서 계산된 연소시간과의 비교를 수행하여, 계산이 수행된 연소시간이 최종연소시간과 동일하거나 큰 경우 모 든 계산을 종료하는 계산종료 판단단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 이중냉각 환형핵연료봉의 내부 및 외부 열속, 내부 및 외부 유로의 유량, 핵연료 온도를 시뮬레이션 방법.
  2. 제1항에 있어서, 상기 온도수렴판단단계에서 소결체 온도 및 열전도도가 소정의 오차범위내로 수렴되지 못하는 경우, 상기 온도 계산단계로 복귀하는 것을 특징으로 하는 이중냉각 환형핵연료봉의 시뮬레이션 방법.
  3. 제1항에 있어서, 상기 간극열전도도 수렴판단 단계에서 간극열전도도가 소정의 오차범위내로 수렴되지 못하는 경우, 상기 간극열전도도 가정단계로 복귀하는 것을 특징으로 하는 이중냉각 환형핵연료봉의 시뮬레이션 방법.
  4. 제1항에 있어서, 상기 열속 수렴판단 단계에서 열속이 특정 오차범위내로 수렴되지 못하는 경우, 상기 열속 가정단계로 복귀하는 것을 특징으로 하는 이중냉각 환형핵연료봉의 시뮬레이션 방법.
  5. 제1항에 있어서, 상기 유량 수렴판단 단계에서 유량이 특정 오차범위내로 수렴되지 못하는 경우, 상기 유량 가정단계로 복귀하는 것을 특징으로 하는 이중냉각 환형핵연료봉의 시뮬레이션 방법.
  6. 제1항에 있어서, 상기 계산종료 판단단계에서 계산이 수행된 연소시간이 최종연소시간보다 작을 경우 연소도 계산단계로 복귀하여 다시 계산을 수행하는 것을 특징으로 하는 이중냉각 환형핵연료봉의 내부 및 외부 열속, 내부 및 외부 유로의 유량, 핵연료 온도를 시뮬레이션 방법.
KR1020090004758A 2009-01-20 2009-01-20 이중냉각 환형핵연료봉의 온도 및 열속을 시뮬레이션 하는 방법 KR101002981B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020090004758A KR101002981B1 (ko) 2009-01-20 2009-01-20 이중냉각 환형핵연료봉의 온도 및 열속을 시뮬레이션 하는 방법

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020090004758A KR101002981B1 (ko) 2009-01-20 2009-01-20 이중냉각 환형핵연료봉의 온도 및 열속을 시뮬레이션 하는 방법

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20100085465A true KR20100085465A (ko) 2010-07-29
KR101002981B1 KR101002981B1 (ko) 2010-12-22

Family

ID=42644372

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020090004758A KR101002981B1 (ko) 2009-01-20 2009-01-20 이중냉각 환형핵연료봉의 온도 및 열속을 시뮬레이션 하는 방법

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101002981B1 (ko)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102629110A (zh) * 2012-04-12 2012-08-08 余大利 一种基于实物模型的压水堆半实物仿真系统
KR101250111B1 (ko) * 2010-09-28 2013-04-03 한국수력원자력 주식회사 필터링 기법을 적용한 수평 관로형 원자로의 핵연료집합체 내부의 핵연료봉 용융질량 산출방법
CN107610791A (zh) * 2017-08-31 2018-01-19 中国核动力研究设计院 一种用于燃耗测量的板型燃料元件功率标定方法
CN111581849A (zh) * 2020-05-25 2020-08-25 中国原子能科学研究院 一种用于环形燃料堆芯严重事故下热工水力计算的方法
US20220205630A1 (en) * 2020-12-30 2022-06-30 Xi'an Jiaotong University Test Loop for Simulating Steam Generator with or without Axial Economizer and Test Method Thereof
KR20220155816A (ko) * 2021-05-17 2022-11-24 울산과학기술원 핵연료 집합체의 하이브리드 열팽창 모사 방법을 적용한 원자로 노심 해석 방법

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101429460B1 (ko) * 2012-10-19 2014-08-13 한국원자력연구원 핵연료의 응력 및 변형률 시뮬레이션방법 및 시뮬레이션장치
KR102294093B1 (ko) 2019-05-13 2021-08-27 울산과학기술원 연소도 조정 방법 및 장치

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100756391B1 (ko) 2006-03-15 2007-09-10 한국원자력연구원 내부 피복관 및 외부 피복관의 열유속 조절이 가능한 환형핵연료봉
KR100821373B1 (ko) 2007-05-23 2008-04-11 한국원자력연구원 비대칭 열유속 개선 환형 핵연료봉

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101250111B1 (ko) * 2010-09-28 2013-04-03 한국수력원자력 주식회사 필터링 기법을 적용한 수평 관로형 원자로의 핵연료집합체 내부의 핵연료봉 용융질량 산출방법
CN102629110A (zh) * 2012-04-12 2012-08-08 余大利 一种基于实物模型的压水堆半实物仿真系统
CN107610791A (zh) * 2017-08-31 2018-01-19 中国核动力研究设计院 一种用于燃耗测量的板型燃料元件功率标定方法
CN107610791B (zh) * 2017-08-31 2019-05-07 中国核动力研究设计院 一种用于燃耗测量的板型燃料元件功率标定方法
CN111581849A (zh) * 2020-05-25 2020-08-25 中国原子能科学研究院 一种用于环形燃料堆芯严重事故下热工水力计算的方法
CN111581849B (zh) * 2020-05-25 2024-02-09 中国原子能科学研究院 一种用于环形燃料堆芯严重事故下热工水力计算的方法
US20220205630A1 (en) * 2020-12-30 2022-06-30 Xi'an Jiaotong University Test Loop for Simulating Steam Generator with or without Axial Economizer and Test Method Thereof
US11754281B2 (en) * 2020-12-30 2023-09-12 Xi'an Jiaotong University Test loop for simulating steam generator with or without axial economizer and test method thereof
KR20220155816A (ko) * 2021-05-17 2022-11-24 울산과학기술원 핵연료 집합체의 하이브리드 열팽창 모사 방법을 적용한 원자로 노심 해석 방법

Also Published As

Publication number Publication date
KR101002981B1 (ko) 2010-12-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101002981B1 (ko) 이중냉각 환형핵연료봉의 온도 및 열속을 시뮬레이션 하는 방법
Shin et al. Thermal hydraulic performance assessment of dual-cooled annular nuclear fuel for OPR-1000
Stafford Multidimensional simulations of hydrides during fuel rod lifecycle
JPH11264887A (ja) 原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法
Feng et al. Thermal-hydraulic design of high-power-density annular fuel in PWRs
Yang et al. Evaluation of a dual-cooled annular fuel heat split and temperature distribution
Magedanz et al. High-fidelity multi-physics system TORT-TD/CTF/FRAPTRAN for light water reactor analysis
JP4854654B2 (ja) 炉心性能計算装置
KR102596961B1 (ko) 중수로 연료온도 보수성 부여 방법
Hursin et al. Impact of improved neutronic methodology on the cladding response during a PWR reactivity initiated accident
Takeda et al. Measurement of non-condensable gas in a PWR small-break LOCA simulation test with LSTF for OECD/NEA ROSA Project and RELAP5 post-test analysis
JP4966900B2 (ja) 沸騰水型原子炉の炉心性能計算方法および装置
CN111581849B (zh) 一种用于环形燃料堆芯严重事故下热工水力计算的方法
Chen et al. Development of Subchannel Code SUBSC for high-fidelity multi-physics coupling application
Esmaili et al. Prediction of temperature distribution in annular fuels using orthogonal collocation method
Phillippe et al. Analysis of the IFA-432, IFA-597 and IFA-597mox Fuel Performance Experiments by FRAPCON-3.4
Kwon et al. A study on the flow characteristics in an annular type fuel pellet of PWR
Vlček Residual heat power removal from spent nuclear fuel during dry and wet storage
Aoki et al. Analysis of the SPERT-III E-core using ANCK code with the chord weighting method
Jun et al. The benchmark calculations of the GAMMA+ code with the HTR-10 safety demonstration experiments
Baek et al. Analysis of reactivity insertion accidents for the NIST research reactor before and after fuel conversion
Kim et al. Experimental study for effects of ballooning and power peak on a coolability of fuel rod bundle
Carrilho Experimental and computational study of roughened surface for PWR rod bundles
YUN-JE et al. Assessment of a new design for a reactor cavity cooling system in a very high temperature gas-cooled reactor
Fang et al. Numerical Investigation on Heat Transfer Features of Gas-Cooled Open Lattice Reactor in Normal Operations

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20130923

Year of fee payment: 4

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20141008

Year of fee payment: 5

LAPS Lapse due to unpaid annual fee