KR20110045660A - Nuclear reactor core assessment method using thermal hydraulic safety analysis code - Google Patents

Nuclear reactor core assessment method using thermal hydraulic safety analysis code Download PDF

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Abstract

PURPOSE: A nuclear reactor core assessment method using a thermal hydraulic safety analysis code is provided to evaluate a reactor core through single code system by modeling a vapor supply system, the hot water pipe of the reactor core, and the high temperature point of the reactor core. CONSTITUTION: In a nuclear reactor core assessment method using a thermal hydraulic safety analysis code, a model of a vapor supply system model is generated(101). A model of the hot water pipe of the reactor core is generated(103). A model of the high temperature of the reactor core is generated(105). The temperature, pressure, and flow rate of the vapor supply system is calculated(107). The heat output and heat flux, or nucleate boiling ratio breakaway rate of the hot water pipe of the reactor core are calculated. The high temperature point distribution of the reactor core and average enthalpy in radial direction or the maximum temperature of a covering material are calculated(109) nucleate boiling ratio breakaway rate or average enthalpy in radial direction is analyzed(111) A model of the high temperature water pipe of the reactor core is generated.

Description

열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법{NUCLEAR REACTOR CORE ASSESSMENT METHOD USING THERMAL HYDRAULIC SAFETY ANALYSIS CODE}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.The present invention relates to a method and system for evaluating the behavior of a reactor core in the event of a Design Basis Accident (DBA) in a nuclear power plant. In particular, the present invention relates to a nuclear power plant using a thermal hydraulic safety analysis code. The present invention relates to a method for simultaneously evaluating the behavior of the reactor core while analyzing the thermal hydraulic behavior of the Nuclear Steam Supply System.

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.In the conventional reactor core evaluation method, core behavior is controlled by using a separate computer code system that uses a nuclear steam supply system evaluation result using a Thermal Hydraulic Safety Analysis Code and a core fuel assembly and a fuel rod design result. Because of the evaluation, there was a difficulty in operating several computer codes. Due to the data exchange between the computer codes, the evaluation time was discontinuous and the accuracy was also lowered. In addition, due to the conservatism of the component computer code, there is a problem that the safety margin is reduced when the safety evaluation of nuclear power plants.

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.In order to solve this problem, the present invention models a nuclear steam supply system, a high temperature water channel of a core, and a high temperature point of a core to be suitable for a thermal hydraulic safety analysis code system. Its purpose is to provide a method for evaluating reactor cores.

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.The present invention is a reactor core evaluation method using a thermal hydraulic safety analysis code, in order to achieve the above object, the first step of generating a nuclear steam supply system model for the nuclear steam supply system, the core hot water channel for the core hot water channel A second step of generating a model, a third step of generating a core hot point model for the core hot spot, and calculating a calculation result for temperature, pressure, or flow rate of the nuclear steam supply system using the nuclear steam supply system model And a fourth step of calculating a calculation result of heat output, heat flux, or nuclear boiling deviation rate of the core hot water channel using the thermal hydraulic safety code and the core hot water channel model, the thermal hydraulic safety code and the core. A fifth step of calculating a calculation result for the temperature distribution of the core hot spot, the radial mean enthalpy, or the maximum temperature of the cladding using the hot spot model, and the fourth And a sixth step of analyzing the nuclear boiling rate or radial mean enthalpy of the core based on the calculation result calculated in the system and the calculation result calculated in the fifth step and presenting the result as an evaluation result of the reactor core. In a second step, the core hot water channel is divided into a plurality of nodes to generate a core hot water channel model.

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.Also, in the third step, the core hot spot is divided into a plurality of nodes to generate a core hot spot model, and the fuel sintered body, the gap, and the cover material of each node of the core hot spot model are divided into a plurality of calculation regions. do.

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.In addition, in the fifth step, the present invention obtains a value obtained by dividing the internal fuel storage energy by the minimum density of the fuel sintered body and the volume of the corresponding calculated area for each node in the core hot spot model in the calculation region of each fuel sintered body. The largest of these values is taken as the node-specific radial mean enthalpy of the core hot spot model.

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. Further, in the fifth step, the present invention multiplies the area ratio of the fuel internal storage energy corresponding to the temperature of the calculation region in the calculation region of each nuclear fuel sintered body and the area ratio of the calculation region for each node in the core hot spot model. The sum of these values is taken as the node-specific radial mean enthalpy of the core hot spot model.

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.According to the present invention, if the reactor core is evaluated by using the thermal hydraulic safety analysis code, the operation cost of the evaluation system is lower than that of the conventional evaluation method, and the reliability of the evaluation result is high, which is advantageous for securing safety. And the design margin is large.

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. In addition, according to the present invention, it is possible to solve problems such as difficulty in operating various computer codes in the conventional nuclear safety analysis core evaluation method, lack of reality, reduction of safety margin in nuclear power safety evaluation, and reduced code operation resources. There is this.

이하, 첨부된 도면을 참고하여 본 발명에 따른 원자로 노심 평가방법에 대해 상세히 설명한다.Hereinafter, with reference to the accompanying drawings will be described in detail the reactor core evaluation method according to the present invention.

도 1은 열수력 안전해석코드를 이용한 노심 평가방법의 흐름도이다. 1 is a flowchart of a core evaluation method using a thermal hydraulic safety analysis code.

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. As shown in FIG. 1, the reactor core evaluation method 100 according to the present invention includes a first step 101 of generating a nuclear steam supply system model and a second step 103 of generating a hot water channel model of the core. A third step 105 of generating a hot point model of the core, a fourth step 107 of calculating the behavior of the nuclear steam supply system and a behavior of the core hot water channel, a fifth step of calculating the behavior of the core hot point ( 109), and a sixth step 111 of evaluating the reactor core by analyzing the behavior of the core.

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. The first step is to generate a nuclear steam supply system model. In the first step, the nuclear steam supply system is modeled to be suitable for the thermal hydraulic safety analysis code system. The nuclear steam supply system model is obtained according to the modeling method suggested in manuals and guidelines of the thermal hydraulic safety analysis code, and includes core heat conductor and hydrothermal components. The core thermal conductor and the hydrothermal configuration can be composed of a plurality of nodes to enable more accurate simulation. According to an embodiment of the present invention, the entire core may be configured in a cylindrical shape consisting of six or more nodes stacked in the axial direction. FIG. 2 is a diagram illustrating an example in which a core thermal conductor and hydrothermal components are configured in a cylindrical shape in which six nodes are stacked.

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. The second step is to generate a core hot water channel model. In the second step, a high temperature water channel of the core is used to calculate key design variables in the thermal hydraulic water channel, such as nuclear boiling deviation rate at the surface of the fuel rod cladding. Core hot water channel represents the imaginary channel with the highest heat flux among the thermal hydraulic channels throughout the core. The core hot water channel model is obtained using the critical heat flux correlation provided by the thermal hydraulic safety code. The values or results calculated for the core hot water reactor do not affect calculations in any other part except for the core hot water reactor.

노심 고온수로는 보다 정확한 모의가 가능하도록 복수의 노드로 구성될 수 있다. 본 발멸의 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. The core hot water reactor can be composed of a plurality of nodes to enable more accurate simulation. According to an embodiment of the present shedding, the core hot water reactor may consist of 20 or more stacked channels having a height of 15.24 centimeters (6.0 inches) or less in the axial direction. In this case, the number of nodes is a value determined experimentally to minimize the error through sensitivity analysis.

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. The third step is to generate the core hot point model, and the third step models the hot point of the core for calculating the key design variables in the fuel rod, such as the enthalpy accumulation in the fuel rod. The core hot spot represents a hypothetical fuel rod where the highest energy is accumulated when the heat produced by the reactor, calculated by the Point Kinetics Model provided by the Thermal Hydraulic Safety Code, accumulates in the fuel rod. Nuclear fuel rods generally include a fuel sinter, cladding, and the gap between the fuel sinter and the cladding. The values or results calculated for the core hot water reactor do not affect calculations in any other part except for the core hot water reactor.

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. The core hot spot can be composed of a plurality of nodes to enable more accurate simulation. According to an embodiment of the present invention, the core hot spot model may be configured as a cylinder in which 20 or more nodes having a height of 19.05 centimeters (7.5 inches) or less in the axial direction of the nuclear fuel rod are stacked. In addition, the computational area at each node of the core hot spot model is subdivided, where the computational area at each node is at least 8 for the fuel sintered region, at least 1 for the gap region, and for the cladding region in the radial direction of the fuel rod. It may be divided into four or more regions (see FIGS. 3 and 4). In this case, the number of nodes and the number of calculation regions are experimentally determined to minimize errors through sensitivity analysis. 3 is a diagram showing a radial configuration of a nuclear fuel rod, and FIG. 4 is a diagram showing an example of dividing a calculation region at an arbitrary node of a core hot spot model, with eight fuel sintered regions, one gap region, and a covering region. Shows an example of dividing into four calculation domains.

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. In the case of obtaining the heat transfer constant of the gap, the heat transfer constant of the gap is determined by the ratio of the heat transfer constants of helium, argon, neon, xenon, krypton, and nitrogen, which are gases constituting the gap, according to the calculated temperature at steady state or transient state. The sum is calculated in real time.

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.The fourth step is to calculate the calculation result of the behavior of the nuclear steam supply system using the nuclear steam supply system model, and to calculate the calculation result of the behavior of the core hot water channel using the core hot water channel model. In the step, the thermal hydraulic safety code is used to calculate the behavior of the nuclear steam supply system and the behavior of the core hot water reactor under steady or transient conditions. The behavior of the nuclear steam supply system can be identified by the main physical properties of the nuclear steam supply system such as temperature, pressure and flow rate of the nuclear steam supply system. In addition, the behavior of the core hot water reactor can be determined by nuclear reactor heat output, heat flux, and nuclear boiling deviation rate.The core hot water reactor is based on the temperature, pressure, and flow rate of the nuclear steam supply system in a steady state or transient state. Heat output, heat flux, and nuclear boil-off rate are calculated in real time. Here, the heat flux means the amount of heat flowing in a unit time per unit area, and the nuclear boiling escape rate means the ratio between the critical heat flux at which the temperature starts to rise and the actual heat flux.

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.The fifth step is to calculate the calculation result of the behavior of the core hot point using the core hot point model. In the fifth step, the behavior of the core hot point in the steady state or transient state is determined using the thermal hydraulic safety analysis code. Calculate The behavior of the core hot spots can be determined by the key thermohydraulic properties of the imaginary fuel rods, such as fuel rod temperature distribution, nuclear rod radial mean enthalpy, and fuel rod cladding maximum temperature. Based on the results and the change of coolant flow rate, the main thermal and hydraulic properties of the virtual fuel rods at steady state or transient state are calculated for each node. In this specification, two methods for obtaining an average enthalpy for each node are presented.

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.The first method of calculating the radial mean enthalpy of each node in the core hot spot model uses the density and volume of each fuel sintered body in the fuel internal storage energy in each calculation region calculated by the thermal hydraulic safety analysis code. More specifically, for each node, the value obtained by dividing the fuel internal storage energy by the minimum density of the fuel sintered body and the volume of the corresponding calculation region in the calculation region of each fuel sintered body is obtained, and the largest value of the corresponding nodes is obtained. As a method of adopting a radial mean enthalpy per node, this method may be expressed as in Equation 1.

Figure 112009065794756-PAT00001
Figure 112009065794756-PAT00001

여기서, SE**는 핵연료 내부저장에너지, ConFac는 단위 환산 계수, ρMin은 핵연료 소결체의 최소 밀도, V fuel - node는 노드내 핵연료 소결체 계산영역의 부피, m은 노드내 핵연료 소결체 계산영역의 수를 나타낸다.Where SE ** is the internal storage energy of the fuel, ConFac is the unit conversion factor, ρ Min is the minimum density of the fuel sintered body, V fuel - node is the volume of the fuel sintered calculation area within the node, and m is the number of fuel sintered calculation areas within the node. Indicates.

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.The second method of calculating the radial mean enthalpy of each node in the core hot spot model uses the internal storage energy calculated from the fuel temperature in each calculation region calculated from the thermal hydraulic safety code and the area ratio or volume ratio of each calculation region. More specifically, for each node, a value obtained by multiplying the fuel internal storage energy corresponding to the temperature of the calculation region by the area ratio of the calculation region in the calculation region of each fuel sintered body and calculating the sum of these values is the node. By adopting a radial mean enthalpy of stars, such a method can be expressed as Equation 2.

Figure 112009065794756-PAT00002
Figure 112009065794756-PAT00002

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. Here, AreaFraction represents the area ratio of the calculation region, H i , and FuelTemp represents the fuel internal storage energy (fuel accumulation energy or fuel accumulation enthalpy) corresponding to the temperature of the calculation region. Here, the internal stored energy is calculated from the calculated temperature of the fuel during steady state or transient state and the internal stored energy table compared to the fuel temperature produced by the International Nuclear Safety Center or the fuel assembly designer.

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.The sixth step is to evaluate the reactor core by analyzing the behavior of the core. In the sixth step, the core in the steady state or transient state is based on the calculation results of the behavior of the core hot water channel model and the behavior of the core hot spot model. Analyze the behavior. Reactor heat output, heat flow rate, and nuclear boiling escape rate of the nuclear steam supply system in the steady state and transient state were calculated for each node through the fourth step. Nuclear fuel temperature, linear heat output and radial mean enthalpy, and the maximum temperature of the fuel rod cladding were calculated, and the behavior of the core was analyzed using the calculated results. The behavior of the core can be evaluated by the core boiling rate of the core, the radial mean enthalpy of the core, etc.The calculated nuclear boiling rate of each node is the lowest value of the core boiling rate, The radial mean enthalpy calculated for each node is presented as the evaluation result of the core behavior, with the largest value in the entire node being the radial mean enthalpy of the core.

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.The present invention can be used in a PWR reactor that requires evaluation of nuclear boiling escape rate, fuel rod accumulation enthalpy, etc. in a design accident. In addition, it will be understood from the foregoing description that the foregoing description and equivalents thereof may be embodied in various forms. Thus, the true scope of the present invention includes the following claims and any equivalents that may be associated with such person skilled in the art, and are not limited by the specific embodiments described herein.

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. The terminology used herein is for the purpose of describing particular embodiments only and is not intended to be limiting of the invention. Also, in this specification, the singular forms are intended to include the plural forms as well, unless the context clearly indicates that the plural is not.

도 1은 열수력 안전해석코드를 이용한 노심 평가방법의 흐름도이다. 1 is a flowchart of a core evaluation method using a thermal hydraulic safety analysis code.

도 2는 노심 열전도체 및 열수로 구성을 6개의 노드가 적층된 원통형으로 모델링한 예를 도시한 도면이다.FIG. 2 is a diagram illustrating an example in which a core thermal conductor and hydrothermal components are configured in a cylindrical shape in which six nodes are stacked.

도 3은 핵연료봉의 반경방향 구성도이다. 3 is a radial configuration diagram of a nuclear fuel rod.

도 4는 노심 고온점 모델의 임의의 노드에서 계산영역을 분할한 예를 도시한 도면이다. 4 is a diagram illustrating an example of dividing a calculation region at an arbitrary node of a core hot spot model.

Claims (4)

열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법으로서,Reactor core evaluation method using heat hydraulic safety analysis code, 핵증기공급계통에 대해서 핵증기공급계통 모델을 생성하는 제1 단계, A first step of generating a nuclear steam supply system model for the nuclear steam supply system, 노심 고온수로에 대해서 노심 고온수로 모델을 생성하는 제2 단계, A second step of generating a core hot water channel model for the core hot water channel, 노심 고온점에 대해서 노심 고온점 모델을 생성하는 제3 단계, A third step of generating a core hot spot model for the core hot spot, 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, Calculating the temperature, pressure, or flow rate of the nuclear steam supply system using the nuclear steam supply system model, and using the thermal hydraulic safety analysis code and the core hot water channel model, A fourth step of calculating a calculation result for heat flux or nuclear boiling escape rate, 열수력 안전해석코드와 상기 노심 고온점 모델을 이용해서 노심 고온점의 온도분포, 반경방향 평균 엔탈피, 또는 피복재의 최대온도에 대한 계산결과를 산출하는 제5 단계, 및 A fifth step of calculating a calculation result for the temperature distribution of the core hot spot, the radial mean enthalpy, or the maximum temperature of the cladding using the thermal hydraulic safety code and the core hot spot model, and 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,A sixth step of analyzing the nuclear boiling deviation rate or the radial mean enthalpy of the core based on the calculation result calculated in the fourth step and the calculation result calculated in the fifth step and presenting the result as an evaluation result of the reactor core; and, 상기 제2 단계에서, 상기 노심의 고온수로를 복수의 노드로 분할하여 노심 고온수로 모델을 생성하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심 평가방법.In the second step, the reactor core evaluation method, characterized in that to generate a core hot water channel model by dividing the hot water channel of the core into a plurality of nodes. 제1항에 있어서,The method of claim 1, 상기 제3 단계에서, 노심 고온점을 복수의 노드로 분할하여 노심 고온점 모델을 생성하고, 노심 고온점 모델의 각 노드의 핵연료 소결체, 간극, 피복재를 복수의 계산영역으로 분할하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심 평가방법.In the third step, the core hot spot is divided into a plurality of nodes to generate a core hot spot model, and the fuel sintered body, the gap, and the covering material of each node of the core hot spot model are divided into a plurality of calculation regions. Reactor core assessment method. 제2항에 있어서,The method of claim 2, 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 채택하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심 평가방법.In the fifth step, for each node in the core hot spot model, the value obtained by dividing the fuel internal storage energy in the calculation region of each fuel sintered body by the minimum density of the fuel sintered body and the volume of the corresponding calculation region is obtained. A method for evaluating a reactor core characterized in that a large value is adopted as the radial mean enthalpy per node of the core hot point model. 제2항에 있어서,The method of claim 2, 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 채택하는 것을 특징으로 하는 원자로 노심 평가방법. In the fifth step, for each node in the core hot spot model, a value obtained by multiplying the fuel internal storage energy corresponding to the temperature of the corresponding calculation zone by the area ratio of the corresponding calculation zone in the calculation zone of each fuel sintered body is obtained, and this value. Reactor core evaluation method characterized in that the sum of these values are adopted as the radial mean enthalpy of each node in the core hot point model.
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