Nuclear Engineering and Technology

Korean Nuclear Society (한국원자력학회)
권호 표지

Evaluation of the Thermal Margin in a KOFA-Loaded Core by a Multichannel Analysis Methodology

다수로해석 방법론에 의한 국산핵연료 노심 열적 여유도 평가

  • D. H. Hwang (Korea Atomic Energy Research Institute) ;
  • Y. J. Yoo (Korea Atomic Energy Research Institute) ;
  • Park, J. R. (Korea Atomic Energy Research Institute) ;
  • Kim, Y. J. (Korea Atomic Energy Research Institute)
  • Published : 1995.08.01
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Abstract

A study has been Peformed to investigate the thermal margin increase by replacing the single-channel analysis model with a multichannel analysis model. h new critical heat flux(CHF) correlation, which is applicable to a 17$\times$17 Korean Fuel Assembly(KOFA)-loaded core, was developed on the basis of the local conditions predicted by the subchannel analysis code, TORC. The hot sub-channel analysis was carried out by using one-stage analysis methodology with a prescribed nodal layout of the core. The result of the analysis shooed that more than 5％ of the thermal margin can be recovered by introducing the TORC/KRB-1 system(multichannel analysis model) instead of the PUMA/ERB-2 system(single-channel anal)sis model). The thermal margin increase was attributed not only to the effect of the local thermal hydraulic conditions in the hot subchannel predicted by the code, but also to the effect of the characteristics of the CHF correlation.

단일수로 해석 모형을 다수로 해석 모형으로 대체할 경우 얻을 수 있는 열적 여유도 향상에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위하여 17$\times$17 국산핵 연료 장전 노심에 적용할 수 있는 새로운 임계열속 상관식을 개발하였으며, 여기에 사용된 부수로 국부 조건은 다수로 해석 코드인 TORC로 계산하였다. 그리고, 고온부구로 DNBR 분석을 위하여 전 노심에 대한 단일단계 해석 모형을 개발하였다. 분석 결과 다수로 해석 모형인 TORC/KRB-1 체제를 사용할 경우 단일수로 해석 모형인 PUMA/ERB-2 체제에 비하여 약 5% 이상의 열적 여유도를 회복할 수 있는 것으로 나타났다. 이러한 열적 여유도의 증가는 두 코드간의 고온부수로 국부조건 예측 성능 차이와 임계열속 상관식의 특성 차이에서 기인한 것이다.

Keywords