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국부 열수력 현상의 정밀해석

제17회 원자력안전기술정보회의2013. 4.29 ~ 30, 대전 DCC

윤 동 혁

2013. 4. 30

현안 세션 1 분과 : 원자력 안전 규제연구 현황

Korea Institute of Nuclear Safety

목 차

연구개발의 필요성

국내외 기술동향

연구목표와 핵심기술

연구개발 추진체계

주요 연구 결과

연구성과 및 활용

I

II

III

IV

V

VI


I. 연구개발의 필요성

원전 안전성 평가의 도구로서 기존 계통과도해석코드 예측성 한계 인식

§ 계통해석코드 (RELAP5, MARS-KS, TRACE 등)의 한계인식

§ 하지만, 최근 안전현안들이 열수력학적으로 복잡성, 3-D 현상을 보여, 기존 1-D 기반 계통해석코드의 해석능력 한계점 인식, 예측능력 향상 요구

원자력 안전규제에 3-D 열수력정밀해석기술의 활용연구 필요

§ 기존 열수력해석코드 중심의 안전성 평가체계에 추가, 복잡 국부 현상을 정밀하게예측할 수 있는 CFD 해석기술의 규제 활용성 연구 필요

ü CFD 해석기술 : 상용 CFX 코드, 국내 개발중 CUPID 코드, 공개소스 OpenFOAM코드 고려

ü 복잡 열수력 국부 현상 (Local Phenomena) : 기기/계통 수준의 비등 및 응축현상, 난류 유동, 자연순환, 열혼합 (Thermal mixing), 3-D 유동, 와류 등 (그림 참조)

§ CFD 코드의 해석기술 및 방법론, 예측성 및 검증(V&V) 평가, 원전 활용성, 규제지침등 개발 필요, 안전해석의 예측성 향상, 안전규제의 신뢰성 제고에 필수적 과제

기존 안전성 평가 체계를 보완, 열수력 국부 현상 정밀해석기술 개발 필요

I. 연구개발의 필요성 – 열수력 정밀해석


II. 국내외 기술동향


CFD 해석기술 동향

§ CFD 해석기술은 비원자력 분야(기계, 선박, 항공기 등)에서 다양하게 활용

§ Nano-fluid의 미세정밀기기부터 난류연소의 Jet engine까지 고정밀 , 3-D 해석기술이 개발, 활용

원자력 안전에 CFD 해석기술 적극활용하려는 단계

§ 최근 원전의 성능해석, 안전해석 등 국제적으로 3-D CFD 정밀해석기술을 원자력 안전에 활용연구 시작

§ 하지만, 원전 전체 사고 시나리오 분석을 위한 CFD 기술의 한계(컴퓨터 성능, 2상 유동해석 모델 등) 상존

§ 또한, 계통해석코드와 CFD코드의 상호보완적 활용연구 개념이 정립 단계

< 계통해석코드(MARS-KS)와 국부해석코드(CUPID) 연계기술 사례>

< USNRC APWR Accumulator 성능확인>

<CFD 해석기술의 평가> OECD/NEA CFD4NRS WORKSHOP

II. 국내외 기술동향 분석-OECD/NEA 연구동향


NRS problems System Mode Phase1 Erosion, corrosion and deposition Core, 1st/2nd system Operational Single/Multi2 Core instability in BWRs Core Operational Multi3 Transition boiling in BWR/critical power Core Operational Multi4 Recriticality in BWRs Core BDBA Multi5 Reflooding Core DBA Multi6 Lower plenum debris coolability/melt distribution Core BDBA Multi7 Boron dilution 1st system DBA Single8 Mixing: stratification/hot-leg heterogeneities 1st system Operational Single/Multi

9 Heterogeneous flow distribution (eg. in SG inlet plenumcausing vibrations, in test facilities) 1st system Operational Single

10 BWR/ABWR lower plenum flow 1st system Operational Single/Multi11 Water-hammer condensation 1st system Operational Multi12 PTS(pressurized thermal shock) 1st system DBA Single/Multi13 Pipe break-in-vessel mechanical load 1st system DBA Multi14 Induced break 1st system DBA Single15 Thermal fatigue (eg. T-junctions) 1st system Operational Single16 Hydrogen distribution Containment BDBA Single/Multi

17 Chemical reactions/combustion/detonation Containment BDBA Single/Multi

18 Aerosol deposition/atmospheric transport (source term) Containment BDBA Multi

19 Direct-contact condensation Containment/1st system DBA Multi20 Bubble dynamics in suppression pools Containment DBA Multi21 Behavior of gas/liquid surfaces Containment/1st system Operational Multi

22 Special considerations for advanced (including Gas-Cooled) reactors Containment/1st system DBA/BDBA Single/Multi

III. 연구목표와 핵심기술


• 증기발생기 전열관, 배관내 수격, Boron Mixing, Erosion &

Corrosion, PTS 등 원자력 안전해석에서 정밀해석방법론 개발

(1) 정밀해석 기술 활용한 원전 기기/계통의 해석방법론 개발

국부 열수력 현상의 정밀해석기술 확보

• 원전 주요 단상/다상 열유동 현상에 대한 정밀해석기술의 검증

- Turbulence, Water-Hammer, Thermal Fatigue, Natural

Circulation 등

(2) 주요 단상/다상 열유동장 Benchmark, 검증방법론 개발

• MARS-CFD/CUPID 상호 보완 활용기술 개발

• 원전 다중스케일 해석기술 개발

(3) 계통해석코드와 정밀해석코드의 상호 보완활용기술 개발

연구목표

핵심기술

열수력 정밀해석 코드

[상용 CFD 코드]

•장점: 활용경험 풍부•단점: 소스접근성/2상유동 한계

[개발중 CUPID 코드]

•장점: 2상유동해석 가능•단점: 개발중, 활용성 한계

[공개소스 OpenFOAM코드]

•장점: 소스접근성 양호•단점: 자체개발투자 필요

[MARS-KS Multi-D]

•장점: 기존 계통 코드•단점: 정밀해석 한계

IV. 연구개발 추진 체계


V. 주요 연구결과

1. 정밀해석 기술 활용한 원전 기기/계통의 해석방법론 개발

2. 주요 단상/다상 열유동장 Benchmark, 검증방법론 개발

3. 계통해석코드와 정밀해석코드의 상호 보완 활용기술 개발


Ø 정밀해석코드 현황 조사, 분석

ü 상용 CFD 사용 현황 조사, 분석, 문제점 도출ü OpenFOAM 사용현황 조사, 분석, 문제점 도출ü CUPID, MARS Multi-D 사용 현황 조사 분석, 문제점 도출

기술 현황 조사 및 문제점 분석 정밀해석 방법론 분석

Ø CFD 정밀해석 방법론 분석

ü CFD 활용사례 조사(원자력 및 기계, 항공, 선박 분야)ü 단상 CFD 모델(난류 모델, Porous 모델 등), 수치기법 장단점 분석ü 이상 유동 CFD 해석 방법론 분석 (열전달 모델 등)

신규원전 설비의 정밀해석(1)

p

D/2

d

Ø SMART 증기발생기 Helical Tube 내부열유동 해석

ü ANSYS CFX V.13, 6555X320 meshesü 기계학회논문집B 게재 (‘12. 8), THMT12 국제학회발표(’12. 9)

I O

<튜브내 유동의 온도 변화>

신규원전 설비의 정밀해석(2)Ø SMART 증기발생기 Helical Tube 다발 유동 해석

ü ANSYS CFX V.13, 171,600 meshes ü 기계학회 발표 (‘13. 5)

<유동패턴-streamlines>

<와흘림 진동수의 변화>


Ø 피동응축냉각수조(PCCT)의 MARS Multi-D 해석

ü MARS Multi-D를 활용한 정밀해석ü 1D와 3D 해석 및 실험과의 비교 평가ü CUPID, MARS Multi-D 사용 현황 조사 분석, 문제점 도출ü APS 국제학회발표(‘12.11), 전산유체공학회발표(‘12. 11)

신규설비 정밀해석 방법론 신규현안관련 정밀해석(1)


<MARS 1D&3D 모델> <피동보조급수계통>

<MARS-Multi D 해석 결과>

Ø 고리 1호기 SBO(2012.2) 사고 모의/ 평가ü MARS Multi-D 및 CUPID 2상 열유동 해석

<SBO 발생 당시 원자로 냉각계통 개념도>

<CUPID 해석 결과>

<MARS Multi-D 모델>


Ø 울진 3호기 SFP 정상 운전시 열수력 거동

사용후핵연료저장조 정상운전


ü 냉각기능 상실시 열수력 거동 평가ü 대한기계학회발표 (‘13.5)

오리피스 유량계 유동 정밀해석

사용후핵연료저장조 냉각기능상실

Ø 울진 3호기 SFP 냉각기능 상실 사고ü 울진 3호기 사용후 연료저장조 붕괴열 분포 모델링ü 정상 운전시 열수력 거동 평가 (MARS Multi-D & CFD)ü 원자력학회발표(’12.10), 대한기계학회발표(‘12.11)

<ANSYS CFX V.13 결과, 약 40,000개 meshes>

<MARS Multi-D 모델 및 결과>

<ANSYS CFX V.13 결과, 약 40,000개 meshes>

<MARS Multi-D 모델 및 결과>

Ø Orifice-Type 유량계 설치위치 및 유동 정밀해석

ü 신고리 1호기 보조급수계통 유량계ü ASME 의 유량계 설치 요건 평가ü ANSYS FLUENT 사용ü 난류모델 민감도 평가

<오리피스 전후 유선분포><신고리1호기 보조급수계통>




Ø 원전 주요 열수력 현상 Benchmark 조사, 분석

ü 비원자력계의 Benchmark 현황 및 분석ü 원자력계 Benchmark 현황 및 사례 분석ü 실험 및 코드 교차분석 사례 분석

CFD Benchmark 사례 조사 및 기술분석 상용코드 주요 열수력현상 검증(1)Ø 튜브군 주위 유동검증

상용코드 주요 열수력현상 검증(2)Ø 배관내 수격현상 검증

ü FLOWMASTER & MARS 평가ü ANSYS CFX V.13, 1,180,000 meshes

상용코드 주요 열수력현상 검증(3)Ø 핵연료 부수로 열유동 해석 및 검증

ü ANSYS CFX V.13, 2,700,000 meshes

<CFD 3차원 격자>

<수격현상 실험장치>

<3차원 형상 모델>

<압력변동 비교 검증> <PWR 핵연료 집합체구조와 계산영역>

<축방향 압력 강하 비교 검증><온도분포>

u'v'/U02

y

-0.3 -0.2 -0.1 0 0.1 0.2 0.30

5

10

15

20

<튜브군 유동 실험장치>

<유동패턴>

<실험과의 비교 검증>


공개소스코드 주요 열수력현상 검증(1)

공개소스코드 주요 열수력 현상 검증(4)

Ø 튜브군 주위 유동현상 검증

<튜브군 유동 실험장치> <유동패턴>

공개소스코드 주요 열수력현상 검증(3)Ø Re변화에 따른 원형 튜브 주위 유동 검증

<Steady 층류 유동>

<Unteady 층류 및 유동천이> <난류유동> <난류, 표면 압력>

<원형 튜브주위 유동특성>

상용 코드 주요 열수력현상 검증(2)

ü OpenFOAM, 2,400,000개 격자

<제트유동 속도분포 비교 검증><중심속도의 변화 비교>

Ø 3차원 난류 제트유동 검증

<제트유동 형상 및 경계조건><격자 형상>

Ø Thermal Mixing 해석능력 평가

<OpenFOAM 해석 모델>

<OpenFOAM 해석 결과>

ü 열유동 검증 평가



MARS-CUPID 연계해석

Ø MARS-CUPID 연계해석개발

계통해석코드-정밀해석코드 상호보완활용

<단상 및 2상 유동 데모계산 결과>

<원자로 유동 데모계산 결과>

Ø APR1400 SIT/FD의 안전주입 성능해석 평가ü CUPID 와 MARS, 실험의 열수력 거동 비교분석ü Multi Scale의 상호보완 해석

P1

P2

기기SCALE

CFD SCALE

계통해석

<Multi-scale modeling>

3. 계통해석코드와 정밀해석코드의 상호보완활용기술개발

VI. 연구성과


Ø 국제 SCI 논문① Jeong, J. et al., “AMulti-ScaleAnalysis of theTransientBehavior

of anAdvanced Safety InjectionTank”, 2013, Sumitted.Ø 국내 게재논문

① 윤동혁, 박주엽, 설광원, “나선형 튜브내의 난류 열전달에 대한 수치적 연구”, 대한기계학회논문집B, Vol. 36,No.8, pp. 783~789, 2012

② 김형민, 윤동혁, 설광원, “OpenFOAM의 비압축성 유동해석 정밀도 평가”, 전산유체공학회논문집, 2013,Accepted.

Ø 기술보고서① 윤동혁, 김남석, 설광원, “CFD를 이용한 관 및 튜브 열유동

정밀해석”, KINS/RR-1015, 2013.② 김진혁, 윤동혁, 설광원, “사용후핵연료저장조의 냉각성능

및 피동응축냉각탱크의 열제거성능 정밀해석”, KINS/RR-1019, 2013.

Ø 국제학술대회논문발표① Yoon, D. et al., “RANS Analysis of Turbulent Flow and Heat

Transfer in a Helically-Coiled Tube”, 7th InternationalSymposium on Turbulence, Heat and Mass Transfer, September24-27, 2012.

② Kim, N. et al., “The Effect of RANS Turbulence Modeling onNumerical Analysis of Flowmeter Accuracy”, 7th InternationalSymposium on Turbulence, Heat and Mass Transfer, September24-27, 2012.

③ Sin, B. et al., “Prediction of thermal hydraulic characteristics insidethe storage tank of a horizontal condensation heat exchanger usingMARS-KS”, 65th Annual Meeting of the APS Division of FluidDynamics, November 18-20, 2012.

Ø 국내학술대회논문발표① Yoon, D. et al., “Effects of Curvature on the Turbulent Flow in a

Helical Tube,” Transactions of the Korean Nuclear Society SpringMeeting,May17-18, 2012.

② Yoon, D. et al., “CFDEvaluation of SFPCooling Capacity duringNormal Operating Conditions,” Transactions of the KoreanNuclearSocietyAutumnMeeting,Gyeongju,Korea,October 5-26,2012.

③ Kim, J. et al. “MARS-KS simulation for calculating the coolingcapacity of spent fuel pool,” Transactions of the Korean NuclearSocietyAutumnMeeting,Gyeongju, Korea,October 5-26, 2012.

④ 윤동혁외, “CFD와MARS코드를이용한사용후연료저장조의냉각성능평가,”추계대한기계학회, 2012.

⑤ 신병수 외, “수평형 응축열교환기에서 이상유동양식에대한유량분배의영향평가,”추계대한기계학회, 2012.

⑥ 김남석외, “원전 관로 내수격현상에대한성능평가코드예비분석,”춘계전산유체공학회, 2012.

⑦ 신병수 외, “MARS-KS를 이용한 수평형 응축열교환기의저장탱크 내의 열유동 특성 예측,” 추계전산유체공학회,2012.

⑧ 윤동혁외, “곡률이있는튜브군을지나는유동의URANS해석,”춘계기계학회유체공학학술대회, 2013.

⑨ 윤동혁외, “CFD를이용한사용후핵연료저장조의자연대류특성분석,”춘계기계학회열공학학술대회, 2013.

⑩ 김진혁 외, “MARS-KS Multi-D를 사용한 사용후핵연료저장조과도해석,”춘계기계학회열공학학술대회, 2013.

VI. 연구성과 활용

정밀해석방법론 개발

정밀해석검증방법론개발

계통코드와상호보완 활용

방법개발

열수력 정밀해석기술 개발 활용분야

• 3차원 열수력 정밀해석결과를 SMART, 미래형원전 등

의 심사에 활용

• 신규 안전설비의 정밀해석 및 안전성 평가에 활용

• 신규 안전현안에 3차원 열수력 정밀해석 적용 및 평가

신규 안전설비, 신형 원자로 심사

• OpenFOAM등 검증기술은 향휴 독립규제검증용으로

활용

• 주요 열수력현상에 대한 정밀도 평가체계 구축

규제 검증 계산

• 열수력 안전규제 기반기술에 대한 역량강화에 활용

• 국제사회의 정밀해석 동향분석 및 지식축적에 활용

규제요원 전문역량 강화

기존 열수력 평가 체계를 보완

원전 안전성 평가의 신뢰성, 예측성 제고로 규제품질 향상

제17회원자력안전기술정보회의 2013.4.29~30,대전dcc - kins · 2018-01-01 · ücfd...

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