• 제목/요약/키워드: 기기냉각수 열교환기

검색결과 11건 처리시간 0.023초

중수로 기기냉각수 열교환기 내부 유동 해석 (Analysis of Internal Flow for Component Cooling Water Heat Exchanger in CANDU Nuclear Power Plants)

  • 송석윤
    • 한국압력기기공학회 논문집
    • /
    • 제8권2호
    • /
    • pp.33-41
    • /
    • 2012
  • The component cooling water heat exchangers are critical components in a nuclear power plant. As the operation years of the heat exchanger go by, the maintenance costs required for continuous operation also increase. Most heat exchangers have carbon steel shells, tube support plates and flow baffles. The titanium tube is susceptible to flow induced vibration. The damage on carbon steel tube support rod and titanium tube around cooling water entrance area is inevitable. Therefore, analysis of internal flow around the component cooling water entrance and tube channel is a good opportunity to seek for failure prevention practice and maintenance method. The numerical study was carried out by FLUENT code to find out the causes of tube failure and its location.

기기냉각수 폐열회수용 흡수식 히트펌프의 부분부하 성능에 관한 연구 (A Study on Partial Load Performance of Absorption Type Heat Pump for Waste Heat Recovery of Closed Cooling Water)

  • 박병철;김태형;김광수
    • 에너지공학
    • /
    • 제28권2호
    • /
    • pp.47-54
    • /
    • 2019
  • 복합화력발전소 에너지절감 사업으로 폐열회수용 흡수식 히트펌프가 설치됨에 따라 부분부하(Partial Load)에서의 성능 데이터 확인을 위해 성능시험을 실시하였다. 부분 부하에서 히트펌프 가동에 따른 운전 데이터 변화는 다음과 같다. 기기냉각수(CCW) 배열 및 배열회수열교환기(HRSG)로부터 공급되는 저압증기(LP STM)의 일부가 히트펌프의 열원으로 공급되므로 지역난방열 생산이 증대된다. 그러나 증기터빈으로 공급되는 저압증기의 유량감소에 따라 증기터빈 출력이 감소된다. 또한 고압 지역난방열교환기(HP-DH) 및 저압 지역난방열교환기(LP-DH)로 공급되는 고압터빈(HPT) 배기증기의 유량 저하에 따라 HP-DH 및 LP-DH의 열생산량도 감소한다. 부분부하에서는 정격부하 대비 히트펌프에 운전에 따른 터빈 출력 저하가 큰 것으로 나타났으며, 이에 따라 부분 부하에서는 발전소 전체의 열 생산 증가량, 전기출력 감소량을 종합적으로 고려하여 히트펌프 운전 여부를 결정해야 한다.

원자력발전소 기기냉각수계통의 판형열교환기 적용성 (Applicability of Plate Heat Exchanger to Plant Cooling Water Systems in Pressure Water Reactor)

  • 임혁순
    • 대한기계학회:학술대회논문집
    • /
    • 대한기계학회 2001년도 추계학술대회논문집B
    • /
    • pp.505-510
    • /
    • 2001
  • Advanced Pressurized Reactor 1400(APR1400), which is a standard evolutionary advanced light water reactor(ALWR), has been developed from 1992 as one of long-term Government Project(G-7). The APR-1400 is designed to operate at the rated output of 4000MWt to produce an electric power output of around 1450MWe. Due to the increased electric power, In Nuclear Power plant huge quantities of heat are generated in the thermo-dynamic process used for producing electrical energy. So, There is considerationly additional cooling, Heat transfer area and increased cooling water of Heat Exchanger which take care of the different smaller cooling duties within the nuclear power plant. We review applying to PRE instead of Shell-and-Tube Heat exchanger. In this paper, we describe the major design features of PRE, Comparison between a PHE and a Shell-and-Tube Heat Exchanger, and then Applicability of Plate Heat Exchanger in Nuclear Power Plant Component Cooling water systems.

  • PDF

다관원통형 열교환기의 파울링 해석기법 개발 연구 (A Study on the Development of Fouling Analysis Technique for Shell-and-Tube Heat Exchangers)

  • 황경모;진태은
    • 대한기계학회논문집B
    • /
    • 제28권2호
    • /
    • pp.167-173
    • /
    • 2004
  • Fouling of heat exchangers is generated by water-borne deposits, commonly known as foulants including particulate matter from the air, migrated corrosion produces; silt, clays, and sand suspended in water; organic contaminants; and boron based deposits in plants. The fouling is known to interfere with normal flow characteristics and reduce thermal efficiencies of heat exchangers. This paper describes the fouling analysis technique developed in this study which can analyze the thermal performance for heat exchangers and estimate the future fouling variations. To develop the fouling analysis technique fur heat exchangers, fouling factor was introduced based on the ASME O&M codes and TEMA standards. For the purpose or verifying the fouling analysis technique, the routing analyses were performed for four heat exchangers in several nuclear power plants; two residual heat removal heat exchangers of the residual heat removal system and two component cooling water heat exchangers of the component cooling water system.

기기냉각수 최저온도와 정지냉각계통 유량조절밸브 개도에 관한 설계분석

  • 김도현;이중섭;오종필;오광석
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
    • /
    • pp.444-449
    • /
    • 1995
  • 한국형 표준 원자력발전소의 정지냉각운전시 최대냉각율은 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr)로 기술사양서에 규정되어 있다. 정지냉각운전 냉각율에 가장 큰 영향을 미치는 2가지 중요한 변수는 정지냉각계통 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량과 기기냉각수의 온도다. 이중 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량은 butterfly형 정지냉각계통 유량조절밸브의 개도에 의하여 조절되는데 개도에 따른 throttle 능력이 중요한 인자다. 또 기기냉각수의 온도는 해수온도의 변화에 따라 편차가 발생하므로 유량조절밸브의 개도와 기기냉각수 온도의 상관관계에 따라 냉각능력이 달라진다. 본 논문에서는 현 울진 3&4호기 정지냉각계통 열 교환기 및 조절밸브 둥의 설비를 기준으로 기술사양서 상의 냉각율 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr) 유지가 가능한 최저 기기냉각수의 온도를 찾아보았고, 아울러 기기냉각수의 온도와 조절밸브의 개도 사이의 관계를 조사하였다. 그 결과 현재의 울진 3&4호기 조절밸브를 최저개도로 조절할 때 약 57$^{\circ}$F(13.9$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어도 냉각율 제한치를 넘지 않는 것으로 분석되었다. 한편, 최저조절가능 유량이 약 2000 gpm(7570 l/min)일 경우에는 낮은 기기냉각수가 공급될 경우 최대냉각율을 초과하므로 한 train을 정지시키고 한 train만으로 운전할 것을 고려하여야 할 것으로 보인다. 이 경우 최저 약 56.5$^{\circ}$F(13.6$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어야 한다. 본 논문의 분석결과는 향후 기기설계사양서나 운전지침서 등에 반영되어 실제 발전소 설계 및 운전절차 수립에 기여할 수 있을 것으로 생각된다.공감대의 형성이 요구된다. 질적 측면에서는 공원 녹지의 기능성의 회복이라는 측면과 시대에 부합되는 새로운 기능 및 가치의 부여가 필요하며, 이를 위해서는 공원의 매력, 공원의 시설기능 증진, 녹지의 질의 향상 및 녹지 가치의 증진에 대한 다양한 시책이 요구된다. 구성적 측면에서는 공원녹지의 개별적 존재보다는 공원 녹지를 상호간 유기적인 계통을 확보하여 공원 녹지의 네트워크를 형성하여 도시 속의 산재된 고립된 섬으로서의 공원 녹지가 아닌 시민생활에 늘 가까이 있는 생활 속의 공원녹지로 재편되어야 한다. 이러한 정책의 의제는 양적 측면에서 보전(CONSERVATION)과 창출(CREATION), 질적 측면에서 쇄신(RENOVATION)과 복구(RESTORATION), 그리고 구성적 측면에서 공원 녹지의 연결(CONNECTION)과 시민 참여에 의한 운동(MOVEMENT)이라는 정책 개념의 구현을 통해 가능하다. 이러한 정책 개념과 의제를 가지고 서울시 공원 녹지 정책을 구체화시키기 위해서 푸르름의 새로운 탄생이라는 기치 아래 풍요로운 서울, 사랑 받는 공원, 생활 속의 녹지의 3대 목표, 공원 녹지의 보전, 잠재 공원 녹지의 창출, 공원의 활성화, 녹지의 복구, 경관 보전 및 복구, 공원 녹지의 네트워크, 도시 녹화의 7대 과제를 설정하고 미시설 공원 녹지 집행, 개발 사업시 공원 녹지의 확보, 환경 녹지의 총량 보호 관리, 도시 소공원 개발, 역사 문화 공원 조성, 하천 공간 복원, 공원 시설 기능 개선, 이용 프로그램 개발, 공원 관리 개선, 환경 피해 녹지의 회복, 도시 환경 림 조성, 녹지 기능 증진, 도시 자연 경관 보전, 공원 녹지체계 구성, 공원 녹지 공급 균형, 주변 환경 녹화, 가로 녹화의 17개 시책을 제안하였다. 이러한 정책사업의 원활한 추진을 위해서는 기존의 관주도의 일방적인 공원 녹지 행정이 아닌 시민의 참여를 통한 시민이 함께 하는 정 책 사업의 추진이 요구되며, 특히 민간 부문의

  • PDF

다관원통형 열교환기의 파울링 현상을 고려한 관막음 여유 평가법 개발 연구 (A Study on the Development of Plugging Margin Evaluation Method Reflected the Fouling of a Shell-and-Tube Heat Exchanger)

  • 황경모;진태은
    • 대한기계학회논문집B
    • /
    • 제28권11호
    • /
    • pp.1384-1389
    • /
    • 2004
  • As operating time of heat exchangers progresses, fouling generated by water-borne deposits and the number of plugged tubes increase and thermal performance decreases. Both fouling and tube plugging are known to interfere with normal flow characteristics and to reduce thermal efficiencies of heat exchangers. The heat exchangers of domestic nuclear power plants have been analyzed in terms of the heat flux and heat transfer coefficient at test conditions as a means of heat exchanger management. Except for the fouling level generated in operation of heat exchangers, also, all of the tubes of heat exchangers have been replaced when the number of plugged tubes exceeds the plugging criteria based on design performance sheet. This paper describes the plugging margin evaluation mettled reflected the fouling of shell-and-tube heat exchangers, which can evaluate the thermal performance for heat exchangers, estimate the future fouling variations, and reflect the current fouling level. To identify the effectiveness of the developed method, the fouling and plugging margin evaluations were performed for a component cooling heat exchanger in a nuclear power plant.

차세대 원자로 정지냉각계통의 냉각 성능에 대한 연구 (A Study of Cooldown Performance of Shutdown Cooling System of Korea Next Generation Reactor)

  • 유성연;이상섭
    • 에너지공학
    • /
    • 제8권4호
    • /
    • pp.525-532
    • /
    • 1999
  • 한국형 차세대 원자로는 ABB-CE사의 System 80+의 설계개념을 근간으로 하여 표준화된 원자로의 계통설계를 추진하고 있다. 본 연구에서는 차세대 원자로 정지냉각계통의 운전시 요구되는 인허가 요건등제반 조건을 충족시킬 수 있는지를 해석하였다. 또한 운전시 필요한 열교환기의 유효면적과 원자로 기기냉각수 유량등 기본적인 설계자료를 산출하여 차후 차세대 원자로 정지냉각계통의 상세설계 업부를 수행하는데 필요한 기초자료를 제시하여 핵증기공급계통 (NSSS)의 기술개발을 이루는데 목적이있다. 차세대 원자로는 울진 3, 4호기 열출력 2.825MWth 에 비해 열출력이 4,000MWth 로 증가되어 정지냉각계통의 관련서례자료를 새로 산출해야하므로 정지냉각계통의 냉각능력을 평가하는 KDESCENT 전산코드를 이용하여 원자로 노심의 잔열과 정지냉각계통의 현열을 제거할 수 있는 최소 유량을 제시하였으며 주요 구성기기인 열교환기, 펌프, 밸브 및 기타 기기의 기능 및 정지냉각계통의 운전절차를 고찰하였다.

  • PDF

전북대학교 플라즈마 풍동용 0.4 MW 분절형 아크 플라즈마 발생 장치 구축

  • 이미연;서준호;김정수;최채홍;김민호;홍봉근
    • 한국진공학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국진공학회 2012년도 제42회 동계 정기 학술대회 초록집
    • /
    • pp.539-539
    • /
    • 2012
  • 전북대학교 고온플라즈마 응용연구센터는 교육과학기술부 기초연구사업 중 고가연구장비 구축사업의 일환으로, 고 엔탈피, 초음속 유동 환경을 모사하여, 항공우주, 군사기기, 핵융합 분야 등의 고온 재료 개발을 위한 기초 연구 장치로써, 0.4MW급 플라즈마 풍동 장치를 구축하고 있다. 0.4MW 플라즈마 풍동 장치의 플라즈마 발생부는 DC 전원 공급장치와 디스크 형태의 양극과 음극 사이에 동일 형태의 간극을 삽입한 0.4MW급 분절형 아크 플라즈마 토치로 구성되었으며, 토치에서 발생된 아크 플라즈마는 노즐을 통과하며 마하 2~4의 초음속을 나타내도록 설계 제작되었다. 시험 챔버는 노즐에서 나온 초음속 플라즈마의 특성 및 재료 시험을 위한 3차원 이송식 기판이 장착되어 있으며, 고 엔탈피 유동을 관측하기 위한 광학창을 구비하였다. 시험 챔버 하류에는 유동 안정을 위한 디퓨저(diffuser)가 설치되어 있으며, 디퓨저(diffuser)로부터 배출되는 고온가스는 열교환기를 통해 냉각된 후 진공펌프를 통해 대기로 배출되게 된다. 장치의 압력조절을 위하여 $1,000m^3/min$의 용량의 진공펌프 시스템이 설치될 예정이며 가스공급장치, 냉각수 공급장치, 디퓨져, 열교환기는 1MW급 용량으로 설계 제작되었다. 본 장치는 400kW의 전원 공급, 15 g/s의 공기유량 주입 시 약 13 MJ/kg의 고엔탈피를 가진, mach 2~4의 초음속 유동을 나타내는 것을 특징으로 한다.

  • PDF

주급수관 파단에 따른 내환경검증 침수분석용 전산코드 RETRAN의 적용 해석연구 (A Study on Application Analysis Using RETRAN Computer Code for the Environmental Qualification Flood Analysis Following the Main Feed Water Line Break)

  • 박영찬;조천휘;홍성인
    • 에너지공학
    • /
    • 제16권3호
    • /
    • pp.103-112
    • /
    • 2007
  • 국내 1970년대에 설계 및 건설된 원자력발전소에 대해 침수분석을 수행한 결과 기기냉각수펌프 및 열교환기 건물, 주/보조건물, 중간건물 주증기 헤더 격실, 중간건물 주급수관 지역 및 하부층 등이 침수사고에 매우 취약하며 발전소 안전정지능력을 저해할 정도로 침수 영향이 심각한 것으로 판명되었다. 이들 지역에서의 침수원은 주급수관 파단이다. 현재 원자력발전소 내환경기기검증에서 주급수관 파단 방출량 계산은 수계산(Hand calculation)방법으로 Henry-Fauske 임계유량 모델 사용하고 있다. 이 방법은 배관파단 위치에서의 차압으로 계산되며, 실제 원자력발전소의 각종 제어로직에 의한 격리신호를 반영하지 못하므로 지나치게 보수적으로 파단 방출유량이 계산된다. 이러한 문제점을 개선하기 위해 원자력발전소 열수력계통 해석 전산코드인 RETRAN을 사용하여 원자력발전소 일/이차측 계통과 제어로직을 모사하고, 주급수관 파단 방출량 분석을 위한 입력가정과 해석방법을 개발하였다. 침수위 분석은 웨스팅하우스형 원자력발전소 격납건물 외부 하부격실에 대해 적용하였다. 전산코드 해석에서 각종 제어계통과 로직을 고려하였으며, 가장 제한적 사고조건을 계산하기 위해 노심출력, 파단형태, 면적, 위치 등의 조합으로 구성된 18개 사고 사례를 분석하였다. 그 결과 가장 제한적 사례 분석에서는 기존 수계산 분석에서보다 파단 방출유량이 크게 줄었고, 하부격실의 침수위도 상당히 낮아졌다.

중수로 정지냉각계통의 냉각능력 분석 (Analysis of Cooldown Capability for the HWR Shutdown Cooling System)

  • 신정철
    • 에너지공학
    • /
    • 제20권4호
    • /
    • pp.259-266
    • /
    • 2011
  • 원자로 정지냉각계통은 원자로 정지 시 핵연료 잔열 제거를 위하여 냉각수가 충분히 공급하고 원자로기기들을 보호할 수 있는 냉각율을 유지할 수 있도록 설계되어야 한다. 경수로 정지냉각계통을 분석하기 위한 KDESCENT코드를 중수로 정지냉각계통에 적용하여 보았으며 기존의 중수로형 해석코드인 SOPHT, SDCS 코드 결과와 비교분석하였다. 정지냉각펌프 모드와 열수송펌프 모드에서 정상냉각 운전상태는 계통의 설계 요건을 만족시켰으며 정지냉각 열교환기를 열제거원으로 사용하였을 때 냉각률은 설계요건에서 규정하고 있는 제한치인 $2.8^{\circ}C/min$ 이하의 값을 얻었다. 전반적인 냉각능력 분석 결과 월성 2, 3, 4호기 정지냉각계통은 핵연료로부터 핵분열 생성물의 방출을 충분히 제한하고 핵연료채널의 건전성을 유지시키기 위한 충분한 냉각을 핵연료에 제공하였다.