Browse

Experiment and Analysis for Improvement of Crossflow Loss Coefficient for PMR200 Core
PMR200 노심의 횡류유동 손실계수 개선을 위한 실험 및 해석 연구

Cited 0 time in Web of Science Cited 0 time in Scopus
Authors
이정훈
Advisor
박군철
Major
에너지시스템공학부
Issue Date
2012-02
Publisher
서울대학교 대학원
Description
학위논문 (석사)-- 서울대학교 대학원 : 에너지시스템공학부, 2012. 2. 박군철.
Abstract
The VHTR (Very High Temperature Reactor) is designed to be a high-efficiency system, which can supply electricity and process heat to a broad spectrum of high-temperature and energy-intensive processes. The core of prismatic type very high temperature reactor (VHTR) consists of hexagonal graphite blocks. There are the interstitial gaps between the core blocks for the installation and refueling of the replaceable fuel and reflector blocks. The vertical gap and horizontal gap are called as bypass gap and cross gap respectively. Most of helium coolant flows through the coolant hole within the fuel block, but some portion of the reactor coolant bypasses to the interstitial gaps. The flow that passes through bypass gap is defined as bypass flow and the flow that passes through cross gap is defined as crossflow. The neutron flux makes the fuel assembly shrink and it makes gap wider. The cross gap complicate flow field of reactor core by connecting the coolant channel and bypass gap and it could lead to loss of effective coolant flow. Consequently, it can cause the overheating of fuel block. For this reason, the study on crossflow was conducted in German and Japan. However, the shape of fuel block in previous study differs from PMR200 fuel block shape. Hence, the study on crossflow for PMR200 core needs to be carried out.
In this study, the experiment was designed to represent the flow conditions of two stacked PMR200 fuel blocks in real size and the wedge-shaped gap is simulated between fuel blocks. Pressure distributions in cross gap and pressure drops in coolant hole were measured and the crossflow was evaluated from the difference between measured outlet flow and inlet flow. From the experimental results, ANSYS CFX 12 which is commercial computational fluid dynamics code was validated. The characteristics of flow distribution which could not be observed in detail in experiment were also examined with CFD analysis. It shows good agreement of pressure distribution in cross gap and crossflow but as the flow rate goes high, the pressure in the cross gap was overestimated. Therefore the verification of the CFD application on cross gap is needed. Nevertheless, the ability of predicting the crossflow was confirmed to be quite reliable so that CFD analysis for various gaps and various flow rate conditions is performed. With this result, the crossflow loss coefficient for PMR200 is calculated. The characteristics of loss coefficient have a tendency. In the low Re region, the gap size and Re affect the loss coefficient and in the high Re region, only gap size have an effect on the loss coefficient independent of Re.
The crossflow loss coefficient derived from this study is applicable for the optimization of flow distribution and can be used to improve the accuracy of PMR200 thermal hydraulic analysis code.
초고온가스로는 950℃ 이상의 고온의 출구온도를 갖는 원자로로써 전기 생산뿐만 아니라 고온의 열을 수소생산과 합성연료 등 산업단지로의 이용이 가능한 원자로이다. 블록형 초고온가스로의 노심은 흑연 재질의 핵연료 집합체로 구성된다. 핵연료 집합체는 육각 기둥형태의 블록으로서 이들 집합체의 설치 및 재배치를 위해서 블록 사이에는 미세한 간극을 두게 된다. 초고온 가스로는 헬륨을 냉각재로 사용하며 전체 냉각 유량 중 일부는 이들 간극을 통해 흐르게 되는데, 수직적 간극을 통해 흐르는 유동을 노심우회유동이라 정의하고 핵연료 블록 층간으로 존재하는 수평적 간극을 통해 흐르는 유동을 횡류유동이라 정의한다. 핵연료 집합체는 중성자 조사를 받게 되면 수축을 하게 되고 이로 인해 그 간극은 더 커지게 되는데, 수평적 간극을 통해 흐르는 횡류유동은 핵연료블록 냉각채널과 우회간극을 복잡하게 연결하여 노심내 유동분포를 복잡하게 만들뿐 아니라 핵연료블록내의 유효냉각유량의 손실을 야기하여 핵연료블록의 과열을 초래할 수 있다. 이에 횡류유동으로 인한 노심내 열효율 및 안전성을 제고하기 위해 횡류유동의 특성을 파악하고자 하는 연구들이 독일과 일본에서 진행된 바 있으나, 기존 연구에서의 핵연료블록 모양이 국내에서 개발 중인 PMR200의 핵연료블록과 달라 PMR200의 핵연료블록에 맞는 횡류유동 연구가 필요한 실정이다.
본 연구에서는 실제 크기의 PMR200의 핵연료블록 두 개를 수직으로 적층하여 쐐기형 횡류간극을 모사한 실험장치를 구축하였다. 횡류간극 내부에서의 압력분포, 냉각채널에서의 압력강하량을 측정하였고, 입구유량과 출구유량을 측정하여 그 둘의 차로 횡류유량을 산출하였다. 이들 실험 결과를 통하여 상용 전산유체코드인 ANSYS CFX 13의 해석 능력을 검증하였고, 해석을 통해 실험만으로는 확인하기 힘들었던 상세한 유동 분포 특성 역시 확인할 수 있었다. 해석 결과에서 횡류간극 내부의 압력분포와 횡류유량에 관해서 정확한 예측 능력을 보여주었으나 유량이 증가함에 따라 횡류간극내의 압력을 과다 예측하는 경향이 나타나 이에 대하여 향후 검증을 할 필요성이 있다. 그럼에도 불구하고 상용 전산유체코드를 이용한 횡류유동 예측 능력은 상당히 신뢰할 만한 것으로 나타났고, 그에 따라 전산유체코드를 이용하여 다양한 간극 모양과 다양한 유량조건을 해석하여 PMR200에 맞는 횡류유동의 유동손실계수를 구하였다. 그 성질은 각각 낮은 Re 영역에서는 간극의 크기와 Re가 유동손실계수에 영향을 주고, 높은 Re 영역에서는 Re와는 독립적으로 간극의 크기만 유동손실계수에 영향을 주는 것을 확인하였다.
본 연구를 통해 도출된 PMR200의 유동손실계수는 향후 초고온가스로의 노심 유량분포 최적화 및 PMR200의 열유체 해석 코드의 정확성을 향상시키는 데에 활용될 수 있을 것으로 예상된다.
Language
kor
URI
https://hdl.handle.net/10371/155233

http://dcollection.snu.ac.kr/jsp/common/DcLoOrgPer.jsp?sItemId=000000001593
Files in This Item:
There are no files associated with this item.
Appears in Collections:
College of Engineering/Engineering Practice School (공과대학/대학원)Dept. of Energy Systems Engineering (에너지시스템공학부)Theses (Master's Degree_에너지시스템공학부)
  • mendeley

Items in S-Space are protected by copyright, with all rights reserved, unless otherwise indicated.

Browse