가압 경수로의 소형 냉각재 사고시 증기 발생기 U-자관 내에서의 억류 응축 현상(reflux condensation phenomena)은 주요한 열제거 수단이 된다. 열제거 Mechanism이 순수히 역류 응축 현상에 의 할 때, 증기 발생기의 열제거 능력을 평가하기 위하여 원자로 증기 발생기의 U-자관을 모사하는 두개의 U-자 관을 가진 증기응축 장치를 제작하여 다음 두 가지의 실험을 수행하였다. 첫째로, U-자관속에서 역류 응축 현상이 일어날 때 증기의 유입량을 증가시켜 가면서 역류 응축이 일어나는 액체 막 길이 (filmwise reflux condensation length)를 측정하였다. 둘째로는 길이가 다른 두 개의 U-자관에 증기만을 유입시킬 때와 증기와 공기를 동시에 유입시킬 때에 대한 Flooding Point를 측정하여 U-자관의 길이와 비응축성 가스가 Flooding Point에 미치는 영향을 조사하였다. 그리고 수학적 모델을 이용한 이론적 측정값과 실험 Data를 비교하였다.
원자력발전소 증기발생기 전열관의 건전성을 평가하기 위해서 계획예방정비 기간에 수행되는 와전류검사의 여러 가지 기법중에서 보빈 탐촉자 검사는 가장 기본적인 중요한 검사이다. 와전류 탐촉자는 검사 계통의 핵심적인 부분으로서 특정 절차서에 따라 평가가 이루어질 때 대상 시험체의 합부를 결정하는 자료를 제공하게 된다. 또한, 수집된 와전류신호의 품질은 사용되는 탐촉자의 설계특성, 기하학적 형태, 운전주파수에 따라 결정되고, 검사결과에 미치는 영향이 크기 때문에 와전류검사 탐촉자의 선정은 특히 중요하다. 본 연구에서는 국내 원전 증기발생기 전열관 검사를 위한 최적의 차동형 보빈탐촉자를 설계하였다. 또한 보빈탐촉자 시작품의 전기적 특성과 와전류신호 특성 평가를 수행하여 만족한 결과를 도출하였다.
본 연구에서는 발전소 응축기를 시뮬레이션 할 수 있는 프로그램을 개발하였다. 관 내외 측 열전달계수의 계산에는 기존 상관식들과 응축 모델을 사용하였고 $\varepsilon$-NTU 방법을 사용하여 응축기를 해석하였다. 실제 응축기를 모사하기 위하여 관다발 보정계수 및 화울링 계수도 도입하였다. 이 프로그램을 사용하여 기존 평관을 대체할 전열촉진관의 형상을 도출하였다. 시뮬레이션 결과 전열촉진관을 사용하면 증기 응축 온도를 6 - 8 $^{\circ}C$ 정도 낮출 수 있음을 알 수 있었다.
Midloop 운전중 RHR 기능 상실사고를 모의 실험한 Bethsy 6.9d에 대해 CATHARE2 코드를 이용하여 해석하였다. 이 실험의 초기조건은 계통수위를 고온관 중간까지 낮추고, 그 윗부분은 비응축 가스로 차 있는 midloop 상태를 유지하는 것이다. 잔열은 원자로 정지 2일 후를 가정한 노심출력을 사용하였으며, 계통내 방출유로는 상부의 Upper head vent와 가압기 vent 및 고온관 1에 연결된 Letdown line과 수위지시계 방출유로가 열려 있다고 가정하였다. 또한 세 개의 loop중 증기발생기 한대만 이유 가능하고, 나머지 두 대는 이차측이 공기로 가득 차 있는 상태를 유지하였다. 이 연구의 주된 목적은 midloop 운전중 RHR 기능 상실사고에 대한 위와같은 상태에서 계통의 열수력적 현상을 실험을 통해 이해하고 코드 예측능력을 평가하는 것이다. CATHARE2 코드 계산결과 대체적으로 실험의 현상을 잘 모의하고 있으나 다음 사항에 대해서는 차이를 보이고 있다. 첫째 노심내 물의 혼합을 적절히 모의하지 못하여, 노심내 국부적 증기 발생 시점이 실험에 비해 약 250초 빨리 나타났다. 둘째 노심에서 고온관으로의 물의 유입이 많아 고온관에서 기포율이 실험에 비해 낮게 나타났다. 마지막으로 밀림관(surge line)에서 물의 유입에 의한 압력차가 실험보다 높게 나타났다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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