이연건 연구실은 원자력열수력학을 중심으로 비등·응축 열전달, 원자로 및 격납건물의 피동 열제거 메커니즘, 중대사고 시 방사선원항 평가와 안전해석 기술을 연구하며, 실험장치 개발과 시스템 코드 검증, 기구론적 모델링, 불확실도 분석을 통해 차세대 원전과 SMR의 안전성 향상에 기여하고 있다.
Experimental investigation on the influence of copper foam characteristics on pool boiling heat transfer
Yunseok Choi, Sung Jin Kim, Il Woong Park, Hyun Sun Park, Yeon-Gun Lee
IF 6.4
International Communications in Heat and Mass Transfer
Advancements in technology have led to electronics with higher power densities, which strains the sustainability of these devices. In this context, using metal foams in pool boiling can provide solutions by enhancing heat transfer. The porous structure of metal foams affects the boiling parameters such as critical heat flux (CHF) and boiling heat transfer coefficient (BHTC). To study these effects, copper foams of varying thicknesses and PPI were used, and they were attached to smooth silicon surfaces to simulate chip cooling. This research focused on thin foams with 1 mm thickness, which had been sparsely explored in the previous studies. In the ten samples, the CHF increased by up to 85.8 %, and the BHTC increased by up to 141.1 %. Vapor bubble dynamics on copper foam surfaces, which were affected by the foam thickness and PPI, were analyzed. The experimental results show that copper foams significantly enhance pool boiling heat transfer . However, thicker foams increase the frequency of bubble trapping, causing localized overheating which leads to deterioration of heat transfer performance. There was also an optimal PPI value for each foam thickness, which is 40 PPI for the 1 mm thickness and 30 PPI for the 3 mm thickness. • The effect of metal foam thickness and pore size on boiling heat transfer is investigated. • Critical heat flux is increased by metal foam up to 86 % and decreased down to 67 %. • Bubble trap in the metal foam can degrade the critical heat flux and boiling heat transfer coefficient .
● 고연소도 피복관 표면효과 열전달 모델 개발 및 검증● 모의 크러드-산화막 제작 및 정량화 기술 개발● 다중고장사고 시 격납건물 피동열침원 응축모델 개발 및 검증● 격납건물 다차원 해석을 위한 대규모 병렬 계산 기법 개발● 통합해석체계를 활용한 다중고장사고 원자로-격납건물 연계 안전여유도 평가 기반 구축
● 고연소도 피복관 표면효과 열전달 실험 및 모델 개발
● 격납건물 피동열침원 응축 모델 개발 및 열혼합 검증
● 격납건물 살수 기구학적 모델 개발
● 원자로계통-격납건물 연계 고정밀 해석을 위한 대규모 병렬계산기법 개발
● 다기체 측정기법 개발
● 기포율 분포 측정을 위한 망구조 센서 개발
● 피복관 변형 고려 다물리 해석 기법 개발
● 격납건물-원자로계통 연계 고도화 및 다중고장사고 안전여유도 평가 기반 구축
1차년도(1-1) o 표준방사선원항 평가방법론의 최상위요건을 설정하고, 향후 개발될 평가모듈의 개발 및 개선 방향을 제시. o 국내외 요건 및 해외사례 조사를 통해 기존 방법론의 장점, 단점을 파악하고 이를 반영하여 2차년도, 3차년도에 개발될 평가모듈에 적용(6-1)o 미국 NRC 기준의 방사선원항 평가방법론에 대한 요건 및 MELCOR를 이용한 방사선원항 평가방법론을 리뷰하고 장단점 파악. 매뉴얼, 보고서 및 논문을 참고하여 조사하고 필요시 국내 기준의 방사선원항 평가방법론에 대해서 KINS 자문, MELCOR 코드에 대해서 SNL 등 외부 기관 자문을 통해 현재 사용되고 있는 방법론의 장단점을 파악.o MAAP5와 ASTEC 코드의 경우 매뉴얼, 보고서 및 논문을 참고하여 조사하고 필요시 FAI 등 외부 기관 자문을 통해 현재 사용되고 있는 방법론의 장단점을 파악. (2-1)o 해외사례조사에 덧붙여, 각 해석코드를 사용해 격납건물 내 방사선원항 평가를 한 논문 혹은 보고서를 리뷰하고 그 중 불확실도 평가 부분을 리뷰하여 선정된 변수들과 각 변수의 영향도 등을 파악. 이후 개발된 방사선원항 평가방법론의 불확실도 분석에도 활용할 수 있도록 추가적인 모델링이 필요한 부분 도출o 방사선원항 평가의 불확실도 정량화 및 분석을 위한 DB 구축 기반 마련.o 불확실도 정량화를 위한 벤치마크를 수행할 대표 실험 (PHEBUS 실험 등 여러 후보군 중) 선정o 선정된 실험 벤치마크를 수행하기 위한 실험 조건, 결과 등을 조사(3-1)o OPR1000 원전에 대한 Level 2 PSA 결과 검토 및 중대사고 대표시나리오 선정, L2 PSA 결과로 신뢰할 수 있는 출처의 계산결과를 선택해야 함.(4-1)o OPR1000 원전에 대한 MAAP5 중대사고 대표시나리오 해석결과를 분석하여 격납건물내 방사선원항 계측조건을 도출함. 이는 3-1-1-2 과제와의 과제간 연계를 위해 필요한 역무임2차년도(1-2)o 기 조사된 MELCOR, MAAP, ASTEC 코드의 방사선원항 평가방법론의 장단점을 파악하여 중대사고 종합해석 코드 에 적용할 수 있는 방법론으로 변경 및 적용. 필요시 일부 모듈 및 해석모델 개선 필요.o 표준 방사선원항 평가방법론 초안에 대해 기술자문위원회의 검토의견을 반영하여 개선하기 위한 기반 마련o 표준 방사선원항 평가방법론의 적용성 평가를 위한 벤치마크 실험 해석에 필요한 모델 및 입력자료 등 개발 및 지원(2-2)o 1차년도에 선정된 벤치마크 대상 실험 (PHEBUS 실험 등 여러 후보군 중)에 대한 중대사고 종합해석 코드 입력모델 작성 및 검토o 선정된 실험 벤치마크를 위한 조건, 결과 등을 조사하고 향후 방사선원항 평가결과의 정량화를 위한 DB 구축o 실험 벤치마크 불확실도 분석을 위한 변수 선정 및 불확실도 분석 추진(3-2)o OPR1000 원전에 대한 중대사고 대표시나리오 입력작성 및 예비해석. L2 PSA 결과로 선정된 시나리오에 대해서 MAAP 코드 입력을 작성하고 이를 계산하여 물리적 타당성 확보, 향후 다른 코드 결과와의 비교 검토를 위한 DB로서 활용할 수 있도록 추진(4-2)o OPR1000 원전에 대한 중대사고 대표시나리오 예비해석 결과를 토대로 격납건물 각 위치별 방사선원항 계측 조건을 도출함. 향후 최종 해석결과에 대해서 동일한 과정을 통해 방사선원항 계측조건을 도출할 수 있도록 해석 과정을 준비(5-1)o 기술자문위원회를 통해 유효성 평가를 위한 판단기준을 설정함3차년도(1-3)o 기 조사된 MELCOR, MAAP, ASTEC 코드의 방사선원항 평가방법론의 장단점을 파악하여 중대사고 종합해석 코드에 적용할 수 있는 방법론으로 변경 및 적용. 필요시 일부 모듈 및 해석모델 개선 필요.o 표준 방사선원항 평가방법론 초안에 대한 기술자문위원회의 검토의견을 반영하여 개선o 표준 방사선원항 평가방법론의 적용성 평가를 위한 벤치마크 실험 해석을 통해 방법론 검증(2-3)o 선정된 벤치마크 대상 실험에 대한 중대사고 종합해석 코드 (MELCOR, MAAP, CINEMA 등 대상 코드 선정) 계산 수행 및 결과 분석o 벤치마크 대상 실험에 대한 불확실성 정량화를 위해 중대사고 종합해석 코드간 평가비교 및 민감도 분석 등 수행(3-3)o OPR1000 원전에 대한 중대사고 대표시나리오 사고해석 및 방사선원항 평가. 격납건물내 방사선원항 계측조건 도출, 불확실도 평가 등을 위해 기본입력에 대한 사고해석 및 방사선원항 평가는 우선적으로 완료되어야 하며 이후 사고시나리오 변화 혹은 불확실도 변수 추가에 따른 민감도를 고려할 수 있도록 업무를 수행할 예정임.(4-3)o OPR1000 원전에 대한 중대사고 대표시나리오 계산결과를 토대로 격납건물내 방사선원항 계측조건 도출. 격납건물 노드 구조에 따라 공간평균된 값이 제공(5-2)o 기술자문위원회를 통해 개발된 표준 방사선원항 평가방법론의 타당성과 유효성을 평가하도록 함