Experimental and Analytical Study on Bypass Flow in Prismatic Very High Temperature Reactor Core

Abstract

수소생산 및 공정열 이용을 목적으로 개발되고 있는 블록형 초고온가스로의 노심은 노심흑연 블록의 설치 및 재배치를 위해 블록 사이에는 작은 간극을 두게 되는데, 이러한 블록 사이의 간극을 우회간극이라 정의한다. 중성자 조사에 의해 크기가 변화하는 흑연의 성질로 인하여 우회간극의 크기는 운전 중에 변화하게 된다. 뿐만 아니라 핵연료의 재장전에 따른 핵연료 재배치로 인해 우회간극의 분포는 복잡한 형태를 가지게 된다. 균일하지 못한 우회간극의 분포뿐 아니라 블록 층간 간극인 횡류 간극을 통해 냉각재 홀과 우회간극의 유동이 혼합되는 현상은 노심 내 유동 분포를 복잡하게 만들기 때문에 우회유동에 대한 불확실성이 매우 크다. 따라서 노심우회유동을 정량적으로 평가하고 예측할 수 있는 능력을 확보할 필요가 있다. 본 연구에서는 노심우회유동을 정량화하기 위한 실험을 수행하고, 노심우회유동을 분석하기 위한 CFD 코드의 해석 능력 검증 및 유동 네트워크 해석 코드 개발 연구를 수행하였다. 우회유동정량화를 위한 연구로서 수행된 단위-셀 및 다중블록 실험을 통하여 우회간극의 크기 변화 및 비균일한 축방향 간극 분포에 따른 우회유동의 분포를 정량적으로 평가할 수 있었다. 두 실험을 통해 도출된 실험 데이터는 추후 초고온가스로 노심 열유체 해석 코드의 검증을 위한 자료로서 활용될 것이다. 또한 각 실험에 대한 CFD 해석을 통해 블록형 초고온가스로 노심에 대한 CFD 코드의 적용성과 정확성을 평가함과 동시에 실험에서 측정되지 못한 국부적인 유동장을 분석하였다. 그 결과 CFD 코드가 노심 유동장을 정확하게 예측할 수 있음을 확인하였고, 추후 노심 내 유동을 분석에 대한 CFD 코드의 적합성을 평가할 수 있었다. 본 연구에서는 Linear theory method를 이용한 유동 네트워크 해석 코드인 FLASH 코드를 개발하였고 실험 결과를 이용하여 코드의 정확성을 검증하였다. 그 결과 FLASH 코드가 다양한 간극 크기 및 분포에 대한 해석을 빠르고 정확하게 계산할 수 있는 것으로 파악되었으며, 초고온가스로의 노심 유동장에 대한 모델링 방안을 제시하였다는 데 의의가 있다. 본 연구에서 수행된 실험 및 CFD 해석 결과는 향후 개발된 초고온가스로 노심 열유체 해석 코드의 검증용 자료로서 중요한 가치를 가지고 있다. 또한 향후 FLASH 코드의 개선을 통하여 노심우회유동 평가를 위한 해석 체계를 구축함으로써 초고온가스로의 설계 및 안전해석에 도움이 될 것으로 기대된다.

The core of prismatic type very high temperature reactor consists of the hexagonal graphite blocks. There is the interstitial gap between the core blocks for the installing and refueling of the fuel block. This gap is defined as the bypass gap and the bypass flow is defined as the coolant which flows through the bypass gap. Since the dimension of the graphite block is changed by fast neutron-induced shrinkage and thermal expansion, the bypass flow distribution also changes during the operation. The rearrangement of fuel block for the refueling causes complicated non-uniform profile of the bypass gap. The uncertainty for the core bypass flow distribution is very large since non-uniform distribution of the bypass gap and the crossflow through the interfacial gap between the stacked blocks lead to the complicated core flow distribution. Therefore, this study intends to evaluate the bypass flow distribution and investigation. The unit-cell and multi-block experiments are carried out to evaluate the distribution of core bypass flow according to the bypass gap size, the uniform and non-uniform distribution of bypass gap and the crossflow. These data of the unit-cell and multi-block experiments will be used to validate the thermal-hydraulic analysis codes for VHTR. In order to simulate the flow distribution for various conditions, the analytical study is essential. In this respect, CFD analyses for both unit-cell and multi-block experiments were performed to validate the applicability and accuracy of CFD code. Local flow characteristics which could not be measured due to the experimental limit were analyzed by CFD analysis. The effects of the turbulence model and CFD technique such as the non-conformal grid method were assessed. Consequently, it is concluded that CFD code can predict the flow distribution in the prismatic VHTR core accurately. Although CFD code has sufficient capability to simulate the prismatic VHTR core, it is difficult to test the effect of various bypass distribution due to the consumption of computational time and cost in construction of the computational domain and mesh. In this regard, flow network analysis code, named as FLASH, was developed using the linear theory method. The accuracy of FLASH code was validated by comparing it with the multi-block experiment. Through this comparison it was proved that the FLASH code can predict the mass flow distribution accurately. This code will be applied to analyze the core flow distribution for various bypass gap distributions quickly. Finally, experimental and analytical results of this study are useful data for the validation of the thermal-hydraulic analysis code for the prismatic VHTR core. It is expected that the developed flow network analysis code could be applied to the design and safety analysis of the VHTR core practically.