중수형 원자로 감속재의 열수력 분석에 관한 실증 실험 연구 : 칼란드리아내 감속재 및 경년열화로 의한 변형 압력관내 냉각재 유동 패턴에 대한 연구
Experimental and Theoretical Safety Analysis of Ultimate Heat Sinks of CANDU reactor:
- 주제(키워드) 원자로 , 감속재 , 열수력
- 발행기관 한동대학교 대학원
- 지도교수 이재영
- 발행년도 2011
- 학위수여년월 2011. 2
- 학위명 석사
- 학과 및 전공 일반대학원 기계제어시스템공학과
- 세부전공 기계제어시스템공학
- 원문페이지 viii, 101p.
- 실제URI http://www.dcollection.net/handler/handong/000001113170
- 본문언어 영어
- 저작권 한동대학교 논문은 저작권에 의해 보호받습니다.
초록/요약
LOCA의 사고 발생시 최종 열침원의 역할을 수행하는 칼란드리아 감속재의 과냉각도를 검증하기 위해 축소화 기법이 적용된 HU-KINS내에서 실증 실험을 수행하였다. 실험의 주 내용은 감속재 대표 유동 패턴에 대한 가시화 및 온도장 분석을 통해 유동 패턴의 특징과 고온발생 위치를 파악이다. 감속재의 측정된 온도 데이터를 수직방향 및 수평방향으로 분석하여 유동에 따른 온도장을 분석하였는데 온도장 분포의 수평방향 분석은 각 유동패턴의 특징이 출구의 위치와 관계가 있음을 보여주었다. 실제 원전에서는 입, 출구의 온도 측정만 가능하므로 입력온도에 따른 출구 온도 및 칼란드리아 내 최고점 온도의 변화 경향과 고온지점의 위치간 관계성 역시 파악하였다. 마지막으로 다른 유동과 달리 고온지역의 예측이 비교적 어려운 혼합유동내에서 출구위치가 유동패턴의 천이 시 최고점 온도의 변화에 어떠한 영향을 미치는지 알아보았다. 이러한 각 유동패턴의 온도장 분석은 실증적 자료로 칼란드리아 내 유동의 특징의 분석과 원전의 설계 자료 및 일반적 열유동장의 CFD 해석 검증 자료로 활용 될것될 것 사료된다. 경년열화에 따른 압력관 변형과 이에 따른 우회유동의 정량화는 안전기관 입장에서 매우 중요한 이슈로, 체계적인 실험이 필요하다. 이에 대한 연구는 규제 전략 수립과 동시에 피규제자에게 대응 설계 변화를 유동 할 수 있어 그 중요성이 크다고 할 수 있다. 이를 위하여 경년열화에 따른 압력관 변형을 모사하는 실험 장치를 설계 및 제작하여 우회유동 측정을 위한 굴절률 일치 방법 개발과 계측방안을 알아보고자 한다. 또한 우회 유동의 의한 번들 내 서브 채널간 내 지나가는 질량유량의 정량화를 CFD 연구를 통해 수행하고자 하였다. 압력관의 크립율에 따른 서브채널 내 유량 특성 연구는 기존의 경년열화 우회 유동에 대한 실험이 선행 연구를 토대로 많은 자료를 갖고 있으나, 이상적인 운전 상태의 결과임을 감안할 때 핵연료채널 내 경년열화에 따른 크립율의 증가로 인한 핵연료내 서브채널 내 유동을 정량화함으로 새로운 연구방법론 정립에 기여할 것으로 예상된다.
more초록/요약
This study performs an experiment to verify the cooling ability of a moderator in a calandria, which acts as the final heat-sink in case of accident in the LOCA. The main points in the experiment are to grasp the characteristics of the flow patterns and locate the hot spots by visualizing the prominent flow patterns of the moderator and analyzing the heat field. The temperature data of the moderator was examined horizontally and vertically to analyze flows according to the heat field. The horizontal analysis showed that the characteristics of each flow are related to the location of the exit. It was also concluded that the temperature change of the exit point and highest point of temperature in the calandria was because of the change in entry temperature from the fact that it was only possible to measure temperature at the actual Nuclear plant. Lastly, we investigated the affects of change in exit in a flow pattern for the buoyancy driven flow, which unlike the others, is difficult to project the high temperature point. Such analysis of the heat fields of the flow patterns may be used in the future as evidential data when analyzing the characteristics of flow patterns in calandria, data of the design of Nuclear plant, and evaluating CFD interpretations of heat flow fields. Aging Degradation matter is very important issues in the safety agencies, and systematic experiments are needed. The study of the experiment gives insight and control strategies to controller. And it leads to change design of facilities. Experimental facility is made and designed with similarity of crept pressure tube in aged CANDU reactors. We develop RI-matching technical method for measurement method of bypass flow on theoretical experimental approach and CFD code simulation will be performed with experimental data. In addition, quantification of mass flux caused by bypass in the fuel bundle sub-channels will be conducted with CFD codes. the previous researches about degradation phenomenon in fuel channel have many research material. But those researches are the results of the ideal state to drive. Systematic study of the evaluation methodology will be expected to contribute to remove the uncertainty and to have operating scope.
more목차
Abstract i
Table of Contents ii
Lists of Figures v
Lists of Tables viii
Part I. Moderator Flow Pattern in the Calandria
I. Introduction 1
1.1 Background 1
1.2 Research objectives 4
Ⅱ. Review of the previous studies 5
2.1. Analytical studies 5
2.2 Experimental Analysis 8
Ⅲ. Experimental facility and method 10
3.1 1/8 Scaled Moderator Cooling System 10
3.2 Processing the Visualized Images of the Flow Patterns 13
3.2.1 The Chemical Visualization Method 13
3.2.2 Development Program of Detecting Flow Pattern Contour 14
3.3 Measuring Temperature of Moderator Circulation Modes 16
Ⅳ. Result and Analysis 17
4.1 Visualization of the Flow Patterns 17
4.2 Image processing of flow pattern and CFD analysis 24
4.3 Temperature Distribution Analysis of moderator in HUKINS 26
4.3.1 The Vertical direction analysis of Temperature flow field ·28
4.3.2 The Horizontal direction analysis of Temperature flow field 31
4.3.3 Temperature Profile of Group in Flow Patterns 31
4.3.4 Relation of the Outlet Temperature and Max Temperature 36
4.3.5 Change of Flow Pattern in the Mixed flow 2 39
Ⅴ. Conclusion 54
VI. Discussion 54
Part II. Coolant redistribution in the Aged Pressure tube
Ⅰ. Introduction 57
1.1 Objection and Importance 59
1.2 Review of the Main Previous Researches 59
Ⅱ. Research Strategy 63
2.1 Main Geometry Variables and the Design Parameters 59
2.2 Fuel channel experiment system design59
2.3 Mesh generation for CFD analysis 59
Ⅲ. Results 68
3.1 Refraction Index matching technique 59
3.2 CFD analysis of Coolant redistribution in sub-channel 59
Ⅳ. Conclusion 89
References··············································90
Appendix: Drawings of the Main Experimental facility design··········93