내부부수로, 벽면부수로, 모서리부수로를 포함하는 가압경수로형 원자로의 핵연료집합체를 모의하는 3$\times$3 봉다발을 모델로 수치해석을 통해 봉다발 주변의 유동특성을 알아보고 각 봉에서의 원주방향 위치에 따른 국소열전달 특성에 관해 고찰하였다. 봉다발에서 열전달계수의 분포는 벽면영향으로 인한 각 부수로에서의 유속분포와 밀접한 관계가 있으며 내부부수로에 인접한 봉에서 가장 높았고, 그 다음이 벽면부수로, 모서리부수로에 인접한 봉에서는 가장 작게 나타났다. 현재 핵연료의 열수력 설계시에 적용하고 있는 부수고 내의 모든 열수력학적 변수가 일정하다고 가정하는 부수로 해석방법은 봉다발내의 실제 열전달 현상과는 상당한 차이가 있음을 보여주었다.
A finite element model for the transient dynamic analysis of a PWR fuel assembly was developed and programmed as a name of DAMASS. The Newmark time integration method was used to solve the governing equation of motion. Results of the program was compared with those of ANSYS in terms of displacement and impact forces to show the validity of the model. Up to now it has capability of solving the linear impact of FA(s) and it will be extended to the non-linear analysis of a FA in the future.
붕산수를 사용하는 기존 가압경수로에 적용하는 설계요건을 검토하여 무붕산운전 가압경수로 노심핵설계에 적용할 설계요건을 도출하였다. 무붕산운전 노심에서 운전중 반응도 제어는 제어봉만으로 이루어지기 때문에 제어봉의 삽입 및 인출에 제한을 두지 않아야 한다 따라서 운전중 제어봉의 삽입 및 인출로 인하여 첨두출력인자가 높아지게 되므로 노심 선출력밀도를 낮게 설계해야 한다 또한 제어봉만을 사용하여 상온영출력 상태에서 미임계요건을 만족해야 하기 때문에 고온전출력 상태에서의 노심 잉여반응도를 최소화하여 제어봉 부하를 줄여야 하고, 이를 위해서는 연소에 따른 반응도 변화를 최소화하는 핵연료집합체 설계가 필요하다. 이와 같이 도출된 설계요건을 적용하여 600 MWe급 원자로심을 육방형핵연료로 구성하고 무붕산운전 24개월 주기에 대한 주요 핵설계변수를 분석하여 노심의 핵설계를 평가하였다. 이 연구에서 제시된 노심은 무붕산운전 노심의 제반 설계요건을 만족하고 있으며 기존 가압경수로에 상응하는 경제성을 확보할 수 있는 것으로 판단된다.
사용후핵연료는 장기간 강한 방사선과 붕괴열이 방출된다. 따라서 사용후핵연료를 안전하게 운반하기 위하여 수송용기는 방사선차폐의 건전성, 격납경계의 유지 및 내부 붕괴열의 적절한 제거 등의 설계기준을 만족하도록 설계되어야 한다. 본 연구에서는 28개의 PWR 사용후핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-28 수송용기의 적절한 열전달 특성을 갖는 copper 냉각핀 및 aluminum 전열판을 설정하였다. 또한, 정상수송조건 및 화재사고조건에 대한 열전달해석을 수행하여 수송용기의 열적 건전성을 평가하였고 여기에서 얻어진 온도를 열하중으로 고려하여 열응력해석을 수행함으로써 수송용기의 온도변화에 따른 구조적 건전성을 평가하였다.
In the present work, shape of the mixing vane in Plus7 fuel assembly has been optimized numerically using three-dimensional Reynolds-averaged Navier-Stokes analysis of flow and heat transfer. Standard $k-{\epsilon}$ model is used as a turbulence closure. The Response surface method is employed as an optimization technique. The objective function is defined as a combination of heat transfer rate and inverse of friction loss. Bend angle and base length of mixing vane are selected as design variables. Thermal-hydraulic performances for different shapes of mixing vane have been discussed, and optimum shape has been obtained as a function of weighting factor in the objective function.
이 논문의 목적은 육방형 핵연료집합체로 구성된 3차원 노심을 해석하기 위한 다항식전개법을 개발하는 것이다. 이를 위해 3차원 육방형 핵연료 집합체를 6개의 3차원 프리즘노드로 분할하였다. 그리고 각 꼭지점에서의 점중성자속, 프리즘 각면의 면중성자속과 노드평균중성자속을 미지변수로 하여 다항식전개법에 의해 프리즘노드내의 중성자속분포를 근사하였다. 각 중성자속간의 관계식으로서 프리즘노드내에서의 노달중성자평형식, 두 노드사이의 면에서의 중성자류 연속관계식, 각 꼭지점에서의 중성자누설평형식을 사용하였다. 다항식전개법은 해석함수 전개법에 비해 약 3배정도 빠르며 4군확산방정식에도 훌륭이 적용되었다. 그리고 VVBR-1000 3차원 벤치마크 문제에서 최대출력오차 2.6%, VVER-440 3차원 벤치마크 문제에서 12 평면과 24평면으로 나눈 경우 각각 최대출력오차 15%와 6.6%, SNR 3차원 문제에서 8 평면과 16 평면으로 나눈 경우 각각 최대오차 5.4%와 2,6%를 보였다.
Mixing vanes have been installed in the space grid of nuclear fuel rod bundle to improve turbulent heat transfer. Split mixing vanes induce the vortex flow in the cooling water to swirl in sub-channel of fuel assembly. But, The swirling flow decays rapidly so that the heat transfer enhancing effect limited to short length after the mixing vane. In thi present study, the large scale vortex flow(LSVF) is generated by rearranging the mixing vanes to the coordinated directions. This LSVF mixing vanes generate the most strong secondary flow vortices which maintain about 35 $D_H$ after the spacer grid. The streamwise vorticity generated by LSVF sustain two times more than that split mixing vane. Heat transfer in the rod bundle occurs greatly at the same direction to cross flow, and maximum temperature at the surface of bundle drops about 1.5K
열출력 108㎿$_{t}$급의 소형 원자로를 설계하였다. 설계 제한 조건으로 2년의 재장전 주기, 무붕산 노심, 저 출력 밀도를 채택하였고, 핵연료 집합체의 설계는 울진 304호기의 사양을 그대로 사용하였다. 노심 출력 준위 제어는 제어봉만으로 가능하도록 하였다. CASMO-3와 KINS-3를 통해 설계된 노심의 주기 길이 만족 여부 확인, 첨두 계수, 감속재 온도 계수, 출력 계수 등을 계산하였다. 설계 결과, 한국 표준 원전 핵연료집합체 사양으로 저출력 밀도의 소형인자로를 무붕산 운전으로 가정하여 설계 가능함을 알 수 있었으며, 감속재 온도 계수가 음의 안전성을 갖고 있으며, 가연성 독봉의 축방향 Zoning이 필요하며, 기존 상용로의 경우 보다 독봉을 많이 사용되어야 하며, 제어봉이 서양 장기판처럼 배치될 정도로 많이 사용되어야 함을 알았다.
A spacer grid is one of the most important structural components in a LWR nuclear fuel assembly. The primary considerations are to provide a Zircaloy spacer grid with crush strength sufficient to resist design basis loads, without significantly increasing pressure drop across the reactor core. In this study, the dynamic crush strength analysis and test are carried out for the specimens of a spacer grid assembly.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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