<응용논문> DOI http://dx.doi.org/10.3795/KSME-A.2015.39.1.117 ISSN 1226-4873(Print) 2288-5226(Online)
핵연료조사리그 냉각수 유동 모의장치 개발
홍진태
*†· 정창용
*· 허성호
*· 김가혜
** 한국원자력연구원 하나로이용연구본부
Development of Coolant Flow Simulation System for Nuclear Fuel Test Rigs
Jintae Hong
*†, Chang-Young Joung
*, Sung-Ho Heo
*and Ka-Hye Kim
** Dept. of Research Reactor Applications, Korea Atomic Energy Research Institute (Received September 5, 2014 ; Revised October 15, 2014 ; Accepted October 16, 2014)
1. 서 론
핵연료를 이용한 원자력 발전에서 가장 중요한 것 중 하나는 핵분열중 발생하는 열을 효과적으로 제거하는 일이다. 핵연료의 열이 냉각수를 통해 효과적으로 제거되지 못할 경우 과도한 열에의해 핵연료봉 피복관이 녹아 폭발로 이어질 위험이 있 다. 연소중인 가압 경수로 핵연료의 중심온도는
약 1400℃까지 상승하며, 냉각수는 300℃, 150 기압 의 고온 고압 상태에서 1.6 kg/s 의 유속으로 순환 된다.
새로운 핵연료를 개발하여 성능을 검증하기 위 해서는 조사리그를 제작하여 연구로의 테스트 루 프에서 연소시험을 수행해야 한다. 이때 핵연료 연소시험 중 발생하는 열을 제어하기 위하여 일정 한 압력, 온도를 갖는 냉각수가 조사리그를 통과 하여 루프내에서 순환하도록 설계되어 있으며, 특 정 중성자속에서 조사 시험중인 핵연료의 발열량 측정은 순환중인 냉각수의 핵연료봉 주변 통과 전 후 온도변화와 냉각수의 유속을 측정함으로써 간 Key Words: Nuclear Fuel Irradiation Test(핵연료 조사시험), Coolant Flow Simulation System(냉각수 유동 모의
장치), Nuclear Fuel Test Rig(핵연료조사리그)
초록: 핵연료 연소시험 도중 핵연료봉에서 발생하는 열을 효과적으로 제거하기 위해서는 핵연료의 발열 량을 정확하게 계산하고 충분한 유속을 갖는 냉각수를 순환시켜야 한다. 하나로는 개방형 수조 형태로 서 핵연료 연소시험을 위한 별도의 냉각수 순환 루프를 갖추고 있는데, 여기에 핵연료 조사리그를 장착 하고 냉각수를 순환시킴으로써 조사중인 핵연료봉의 온도를 일정온도 이하로 유지시킨다. 특히 순환되 는 냉각수의 유속이 매우 높은 상태에서 조사리그 내에 부착된 부품이나 센서들이 유체유발 진동에 의 해 파손되거나 기능을 상실하는 경우 매우 큰 기회비용을 야기한다. 본 연구에서는 조사리그 부품의 건 전성 사전 검토 및 고속 유동에서의 센서 동작 특성에 대한 사전검토를 위해 냉각수 모의 순환장치를 개발하였다.
Abstract: To remove heat generated during a burn-up test of nuclear fuels, the heat generation rate of nuclear fuels should be calculated accurately, and a coolant should be circulated in the test loop at an adequate flow rate. HANARO is an open pool–type reactor with an independent test loop for the burn-up test of nuclear fuels. A test rig is installed in the test loop, and a coolant is circulated through the test loop to maintain the temperature of the nuclear fuel rods within a desired temperature during an irradiation test. The components and sensors in the test rig can be broken or malfunction owing to the flow-induced vibration. In this study, a coolant flow simulation system was developed to verify and confirm the soundness of components and sensors assembled in the test rig with a high flow rate of the coolant.
† Corresponding Author, [email protected]
Ⓒ 2015 The Korean Society of Mechanical Engineers
홍진태 · 정창용 · 허성호 · 김가혜 118
접적인 계산을 통해 가능하다. 제작된 조사리그 를 루프에 넣기에 앞서 고속의 냉각수 유동에서 각 부품 및 계장된 센서들의 건전성을 확인할 필 요가 있다. 이에, 노르웨이를 비롯해 미국, 스웨덴, 네덜란드, 프랑스, 일본 등 세계의 연구로에는 조 사리그의 모의시험을 수행할 수 있는 대형의 시설 들을 갖추고 있으며, 이중 노르웨이의 IFE 연구소 에는 가장 앞선 기술의 모의시험 설비인 ATL(Advanced test loop)이 구축되어 있다.(1) 그러나 이러한 설비는 원자로의 열수력 조건을 모두 고려 한 고온 고압의 냉각수 순환이 가능한 설비로서 대용량의 펌프와 정화기, 압력기가 설치되어있며, 설치비가 매우 크게 소요되어 간이 유동시험을 위 한 테스트 장치로서는 부적합하다.
국내에서는 한국원자력연구원에 캡슐의 기본적 인 장탈착 특성과 하나로 모의조건하에서 열수력 시험을 수행할 수 있는 장치인 단일채널 유동시험 장치와 조사리그 지지격자의 성능시험을 위한 유 체유발진동 및 압력강하 시험장치(Flow-Induced Vibration and Pressure Drop Experimental Tester;
FIVPET)가 개발되어 있다(Fig. 1).(2,3) 그러나, 이들 장치는 고속의 냉각수 유동이 이루어지는 테스트 루프와 동일한 유동을 모사하기 어렵고 조사리그 목업을 바로 장착하기 어렵게 설계되어있어, 조사 리그의 모의시험에는 부적합하다. 기본적으로 해 외 연구로들과 같이 대형의 모의시험 시설을 구축 하는 것이 필요하나, 시설구축에 많은 시간과 비 용이 소모되고, 접근성이 어려운 문제도 발생할 수 있어 본 연구에서는 테스트 루프와 유사한 냉 각수 유동을 모사하고 모의 핵연료 조사리그를 장 착하여 모의 실험을 수행할 수 있는 냉각수 유동
(a) (b)
Fig. 1 Out-pile test equipment at KAERI (a) 1-CH flow test device (b) FIVPET
모의장치를 개발하고 그 성능을 검증하고자 한다.
2. 냉각수 유동 모의장치 개발
Fig. 2 는 한국원자력연구원의 연구용 원자로인 하나로에 설치된 테스트 루프인 핵연료 종합성능 검증 조사시험설비의 개략도이다.(4) 전체 배관은 1 인치의 스테인리스강으로 구성되어 배관내에서 냉 각수의 유동 특성이 변하지 않도록 설계되었으며, 핵연료 조사시험 시 시설 및 루프 내의 안전을 위 해 주냉각기 및 가열기 외에 가압기, 폐기물저장 탱크, 고압주입탱크, 격리밸브 등의 안전장치가 설 치되어 있다.
본 연구에서 개발된 냉각수 유동 모의장치는 핵 연료 종합성능검증 조사시험설비의 배관과 동일하 게 전체 배관을 1 인치의 스테인리스강으로 구성 하고 냉각수가 조사리그를 통과하여 순환하는 형 태로 설계하였으나, 모의 조사리그에 장착된 부품 및 센서의 건전성을 확인하는 용도로 장치를 활용 할 계획이기 때문에 핵연료 종합성능검증 조사시 험설비와 같은 별도의 안전장치는 설계에 포함하 지 않았다 (Fig. 3). 반면, 냉각수 유동 특성을 정밀 하게 측정가능 하도록 배관 및 주요부위에 디지털 및 아날로그 유량계 (Fig. 4), 압력계, 열전대를 추 가하였다. 모의장치의 펌프는 임펠러 타입으로서 맥동이 없는 균일한 유속으로 최대 140 liter/min.의 성능을 갖추었으며, 조사리그 전후의 냉각수 배관 에는 전자식, 아날로그 유량계 및 압력센서, 열전 대를 장착하여 냉각수의 유량, 압력, 온도를 실시 간으로 확인할 수 있도록 설계하였다. 또한 배관 에 부착된 유량계의 교정을 위해 조사리그를 거치 지 않고 우회할 수 있는 배관을 추가로 설계하였 다. 핵연료 종합성능검증 조사시험설비에서의 핵 연료 조사시험을 위해서는 노내시험부(IPS, in-pile
Fig. 2 P&ID of the fuel test loop in HANARO
Fig. 3 P&ID of the coolant flow simulat test rig
(a) (b) Fig. 4 Flow meter (a) Analogue type test section)에 설치된 이중압력관에 착하여야 한다. 노내시험부(Fig. 5(a)) 수 유동경로는 Fig. 5(b)와 같으며, divider) 외벽을 따라 유입된 냉각수가 닥에서 방향이 전환되어 시험 핵연료를 노내시험부 냉각수 출구로 빠져나가는
본 장치에서는 모의 조사리그 내에서 주변을 통과하는 순간의 냉각수 유량을 측정하기 위하여 Fig. 5(c)와 같이
닥면에 터빈형 유량계 추가를 결정하였다 는 터빈형 유량계의 전개도로서 냉각수의 의해 회전하는 프로펠러축 주변에 설치하여 외부의 측정기로 신호를 계하였으며, Fig. 6(b)는 노내시험부의 터빈형 유량계를 설치하는 조립도이다
이상의 부품들을 모모 조립하여 Fig. 7 과 같으며, 냉각수 순환에 의한 동 방지, 배배 지지 및 센서부품, 수 펌프 등의 고정을 위해 알루알알 임으로 골골을 구성하였다. 특히,
P&ID of the coolant flow simulation system for a
(b)
(b) Digital type 이중압력관에 조사리그를 장
(Fig. 5(a)) 내에서 냉각 , 유동분리막(flow 냉각수가 압력관 바
핵연료를 통과하고 빠져나가는 구조이다.
내에서 핵연료봉 유량을 정밀하게 압력배 내부 바 결정하였다. Fig. 6(a) 냉각수의 유동에
회전 속도계를 신호를 전달하도록 설 노내시험부의 내부 압력배에
조립도이다.
조립하여 제작된 장치는 의한 유체유발 진
, 제제제제, 냉각 알루알알 판판 및 프프 , 냉각수 탱탱는
(a) (b) (c) Fig. 5 Schematics of coolant flow in the IPS
Flow path of coolant in the IPS (c) Position of the turbine flow meter in the IPS
(a)
(b)
Fig. 6 Design of the turbine flow meter
view (b) Assembly drawing of the pressure vessel and the turbine flow meter
장치의 운전 정지 및 수리시 있도록 배수 밸브보다 높은 냉각수 살균을 위해 냉각수 코팅된 티타늄 플레이트를 균 시스템을 적용하였다.
3. 냉각수 유동
3.1 유량계 교정
정밀한 냉각수 유동 모의실험을
(a) (b) (c)
Schematics of coolant flow in the IPS (a) IPS (b) Flow path of coolant in the IPS (c) Position of the turbine flow meter in the IPS
urbine flow meter (a) Deployed view (b) Assembly drawing of the pressure vessel and the turbine flow meter
수리시 배수압을 유지할 수 높은 위치에 배치하였으며, 냉각수 탱크 내에 이리듐이 플레이트를 이용한 전기화학적 살
유동 모의실험
모의실험을 위해서는 장치
120
Fig. 7 Equipment for coolant flow simulation
에 부착된 센서들을 교정할 필요가 압력계와 열전대는 아날로그 압력계와 생장치를 통한 비교 교정을 통해 보정하도록 다. 유량 센서의 경우 장치를 가동시키면서 시간 우회시킨 후 구해진 유량을 계량하여 는 방법이 가장 정확하며, 이를 기준으로 그 유량계, 디지털 유량계, 터빈형
적으로 교정하여야 한다. 유속 교정 아래와 같다.
1) 냉각수 유동 모의장치의 제어패널을 여 아날로그 유량계의 목표 수치에
일정한 유속으로 순환하도록 펌프를 2) 장치의 우회배관 밸브를 열어 수를 우회시켜 별도의 독립된 수조에
3) 수조에 담긴 물의 무게를 저울로 본 유동 모의장치에서 유속의 단위를 (LPM)으로 사용하기로 결정하였으므로 을 통해 60 초간 담아낸 냉각수의 kgf/liter 로 계산하면 그 양이 바로 핵연료의 성능시험 시 냉각수의 유속은 로서 약 96 LPM 이므로 유동모의장치에서 시험은 80 LPM, 100 LPM, 120 LPM
였으며 냉각수 유속 교정 실험 결과는 같다. 여기서, 배관 우회 전에 아날로그
통한 초기 유속 세팅값이 각각 80, 100, 120 LPM 이었으나 냉각수를 우회시킨 직후
값이 일정량 높아지는데, 이는 냉각수를 면서 냉각수 배관내의 저항이 낮아지고 열림으로 인해 냉각수 유압이 대기압 지므로 유량계의 수치가 올라간다.
배관 우회를 통해 구한 실측 유량치에
홍진태 · 정창용 · 허성호 · 김가혜
Equipment for coolant flow simulation
필요가 있다. 디지털 압력계와 기준 열 발
보정하도록 하였 가동시키면서 일정 계량하여 교정하 기준으로 아날로 터빈형 유량계를 순차 교정 시험 방법은
제어패널을 조정하 수치에 맞게 냉각수가
펌프를 제어한다.
열어 60 초간 냉각 수조에 담는다.
저울로 측정한다.
단위를 liter/min.
결정하였으므로, 우회배관 냉각수의 밀도를 1.0
바로 유속이 된다.
유속은 1.6 kg/sec 유동모의장치에서 유속 80 LPM, 100 LPM, 120 LPM 에 대해 수행하
결과는 Table 1 과 아날로그 유량계를 80, 100, 120 LPM 유량계의 유속 냉각수를 우회시키 낮아지고, 배관이 대기압 상태로 낮아
.
유량치에 비해 아
Table 1 Calibration of flow meters with bypassed coolant
Set
Bypassed coolant,
LPM
Analogue flow meter,
LPM Data 90
77.0 87 12.99%
78.0 87 11.54%
78.0 87 11.54%
100
105.3 108 105.0 107.5 106.5 108 120
129.5 130 123.5 128 125.0 128
날로그 유량계는 초기 설정치
12.99%의 오차를 나타냈고, 100 LPM 에서는 평균 2.13% 오차를
이상의 유속에서만 비교적
여 측정값 대비 2.13%를 보정하면 교정치로서 의미가 있음을
털 유량계는 설정치 80 LPM 오차를 나타냈고, 100 LPM LPM 에서는 평균 2.65%의 속에 따른 선형 보간을 통해 을 할 수 있다. 최소 자승법을 형 수식화 하면, 식 (1)과 같다
0.9789 여기서 는 배관 우회를 이며, 은 디지털 유량계 다. 위 식을 이용하여 디지털 보정하면 우회배관을 통해 가 평균 0.01%, 표준편차 이루어짐을 확인하였다.
다음으로 터빈 유량계의
빈유량계는 조사리그 내 내부압력관 되어 신호선을 밖으로 인출하기 력관 일부를 절개해야 하므로 치에서만 적용이 가능하며,
서 이루어지는 핵연료 조사시험에서는 공간이 좁아 적용이 어렵다
터빈유량계를 조사리그 내에 사리그 내의 부품들에 의한 에 의해 냉각수 유동 모의장치 조사리그 내의 유속에 차이
Calibration of flow meters with bypassed coolant nalogue
flow meter, LPM
Digital flow meter,
LPM Error Data Error 12.99% 79.8 3.64%
11.54% 79.15 1.47%
11.54% 81.01 3.86%
2.56% 107.8 2.37%
2.38% 105.84 3.76%
1.41% 110.37 3.63%
0.39% 132.3 2.16%
3.64% 127.07 2.89%
2.40% 128.62 2.90%
설정치 80 LPM 에서 최대 , 100 LPM 이상의 유속 오차를 보임으로써, 100 LPM 비교적 정밀한 측정이 가능하
보정하면 실측 유속과의 확인하였다. 반면, 디지 80 LPM 에서 평균 2.99%의 , 100 LPM 에서는 평균 2.27%, 120 의 오차를 보임으로써 유 통해 실측 유량과의 교정 자승법을 이용하여 이를 선
같다.
0.4541 (1) 우회를 통해 실측된 유속 유량계의 유속 측정치 이 디지털 유량계의 측정치를 통해 실측된 유속과의 오차
1.00 의 정밀한 교정이
교정을 진행하였다. 터 내부압력관 하단에 설치 인출하기 위해서는 외부압 하므로 냉각수 유동 모의장 , 하나로의 원자로 내에 조사시험에서는 조사공의 어렵다. 모의 유동장치에서 내에 설치하는 이유는 조 의한 유동 저항 및 수두차 모의장치 배관에서의 유속과
차이가 발생하기 때문에 노
Fig. 8 Assemble the mockup of in-pile test section
내시험부 내에서의 유속을 정밀하게 보정하기 위 함이다. 내부압력관에 터빈 유량계를 설치하고 조 사리그를 장착하여 노내시험부 목업을 제작한 그 림은 Fig. 8 과 같다.
위와 같이 제작된 노내시험부 목업을 유동 모의 장치에 연결한 후 일정시간 냉각수를 순환시키면 서 우회되어 나온 총 유량과 제어패널을 통해 입 수된 터빈 유량계의 신호로부터 유속값으로 변환 하여 계산된 총 유량을 비교함으로써 노내시험부 내부의 냉각수 유속을 교정할 수 있다. 60 초간 우 회배관을 통해 구한 냉각수 총량과 터빈 유량계로 부터 얻은 신호로 계산된 총 유량 데이터는 Table 2 에 정리하였다. 특히, 터빈 유량계에서 나오는 신호는 4 ~ 20 mA 의 전류신호 이며, 신호가 정의 하는 유속의 범위는 0 ~ 10000 liter/hour 이다. 따라 서, 터빈유량계의 유속은 식 (2)에 의해 계산되었 다.
10000 !"#$%&'
()%&'*) [liter/min.] (2) Table 2 에서 보는 바와 같이 터빈형 유량계의 신호로부터 계산된 유속은 교정된 디지털 유량계 유속과 17.47% 오차를 나타냈다. 따라서, 유속을 변화시키면서 디지털 유량계 신호와 터빈형 유량 계의 신호를 추가로 확인하였다. 그 결과 Fig. 9(a) 와 같이 디지털 유량계의 측정 유속과 약 17.5%
의 균일한 오차를 보였으며, 이를 보정한 결과 Fig. 9(b)와 같이 정밀하게 교정이 되었음을 확인하 였다. 디지털 유량계의 신호가 계단형태로 나타난 것은 빠르게 변하는 유속에 대한 센서의 응답속도 차에 의한 것으로 판단된다.
Table 2 Calibration of turbine flow meter with digital flow meter
Set Digital flow meter LPM (calibrated)
Turbine flow meter LPM /error 80
76.68 63.64 / 17.01%
77.07 64.27 / 16.61%
77.47 65.21 / 15.83%
100
96.45 78.64 / 18.47%
96.75 79.27 / 18.07%
97.82 80.10 / 18.11%
120
115.93 96.04 / 17.16%
115.45 94.79 / 17.90%
115.84 94.90 / 18.08%
(a)
(b)
Fig. 9 Calibration of digital flow meter and turbine flow meter (a) Before calibration (b) After calibration 3.2 조사리그 부품 건전성 검증
핵연료 조사리그에는 핵연료를 제외하고 190 개 이상의 부품들이 조립된다. 이 부품들은 레이저 용접 및 EB 용접, TIG 용접, 기계적인 체결 등으 로 조립되어 있으며, 고온, 고압, 고속의 냉각수 유동 및 유동 유발 진동에 대해 부품이 탈락되지 않고 그 성능을 유지해야 한다. 이를 테스트하기
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(a)
(b)
Fig. 10 Check the soundness of test rig (a) Check assembly status of components (b) Check performance of sensors
위해 노내시험부에 장착된 모의 조사리그에 대해 아래와 같이 유속을 다양하게 변화시키면서 조사 리그 부품의 상태를 확인하였다.
- 정상상태 유동: 80, 100, 120 LPM (각 10 분) - 사인파 유동: 0 ~ 120 LPM, 10 sec/cycle, 10 회 - 펄스 유동: 0~120 LPM, 2 sec/cycle, 10 회
유동 시험 전후의 조사리그 형상은 Fig. 10 과 같다. 사진에서 보는 바와 같이 부품의 탈락은 없 었으며, 조사리그에 설치된 열전대 역시 손상없이 정상적으로 동작하였다.
4. 결 론
본 연구에서는 핵연료 조사리그의 모의 성능시 험을 위한 냉각수 유동 모의장치를 개발하였다.
개발된 장치는 냉각수가 고속으로 조사리그를 통 과하여 순환할 수 있도록 설계되었으며 장치의 순 환 배배에 우회 배배 및 밸브를 설치하여 냉각수 유속 교정에 적용하였다.
(1) 일정시간 우회시켜 얻은 냉각수 유량과 아 날로그 유량계의 유속을 비교한 결과 80 LPM 이 하의 저속에서는 아날로그 유량계와 실제 유속과 의 오차가 많아 적용이 제려움을 확인하였다.
(2) 디지털 유량계 유속과 우회시켜 얻은 실제 유속과는 일정한 오차를 보여, 최소자승법을 이용 한 보간 결과 평균 0.5% 의 오차로 정밀하게 교 정됨을 확인하였다.
(3) 터빈 유량계와 실제 유속과는 평균 17.5%의 균일한 오차를 보였으며, 이의 보정 결과 디지털 유량계와 동일한 유속값을 보이며 정밀하게 교정 되었음을 확인하였다.
위와 같이 교정이 완료된 냉각수 유동 모의장치 에 대해 모의 조사리그를 장착하여 다양한 냉각수 유동을 부과하고 부품의 건정성을 시험하였으며, 시험 결과 부품의 탈락 또는 기능상실 등의 문제 없이 조사리그 부품이 정밀하게 제작되제 있음을 확인하였다. 본 연구에서 개발된 냉각수 유동 모 의장치는 향후 조사리그의 건전성 평가를 포함한 노외 성능검증에 다양하게 활용될 예정이다.
후 기
본 연구는 2014 년도 정부(미래창조과학부)의 재 원으로 한국연구재단의 지원을 받아 수행된 연구 임(원자력연구개발사업, No. 2012M2A8A5010535).
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