Fuel Assembly Modelling for Dynamic Analysis of Reactor Internals and Core

원자로 내부구조물과 노심의 동적해석을 위한 핵연료집합체의 모델링

This paper investigates the effects of fuel groupings in the coupled internals and core model on the internals and fuel responses due to pipe breaks. The 177 fuel assemblies for Korean standard nuclear power plant are grouped into several stick models and the responses of internals components are calculated. The analysis results show that the fuel model groupings in the coupled internals and core model have no significant effects on the internals and fuel responses for pipe break excitation. Also, in order to determine the feasibility of constructing a single equivalent stick representation of In or more adjacent fuel bundles, the reduced models, each of which employs a different stiffness lumping rule, are constructed. It is shown that the equivalent stiffness calculated to get the first natural frequency of the original model while preserving net gap between grouping centers gives the minimum modelling error.

본 논문은 배관파단에 대한 원자로 내부구조물의 해석시 사용되는 원자로 내부구조물과 노심의 커플(couple)된 모델에서 핵연료집합체의 grouping수에 따른 동적 응답의 영향을 조사한 것이다. 177개의 핵연료집합체를 1, 3, 5 그리고 7개의 그룹으로 나누어 모델링 하였고 그 각각에 대한 응답을 구하였다. 해석결과 원자로 내부구조물과 핵연료집합체의 배관파단에 대한 응답은 핵연료집합체의 grouping수에 거의 영향을 받지 않음을 알 수 있었다. 또한 핵연료집합체의 해석시 사용되는 상세모델에서 2개 이상의 이웃하는 핵 연료다발을 하나의 등가모델로 나타내는 방법을 연구한 결과 집합체의 1차모드 주파수와 일치하는 등가스프링을 사용하고 각 핵연료다발사이의 간격을 그대로 유지했을 때의 모델이 원래의 응답과 가장 잘 일치함을 보였다.