원자력 열수력 계통 코드의 냉동 사이클 적용성 평가 (Evaluation of the Applicability of a Nuclear Thermal Hydraulic System Code to Refrigeration Cycle Analysis)

서지정보

· 발행기관 : 대한기계학회
· 수록지 정보 : 대한기계학회논문집 B / 44권 / 6호 / 371 ~ 380페이지
· 저자명 : 김민기, 민병채, 하귀석, 배성원, 최경민, 정재준

초록

원자력 열수력 계통 코드 MARS는 원자력발전소의 설계 및 안전성 분석을 위해 개발된 것이다. 이 코드는 다양한 기기로 구성된 열수력 계통의 2상 유동을 일반적으로 모델링할 수 있는 장점이 있으며, 원자력 계통의 정상 및 과도 상태 2상 유동(two-phase flow) 거동 예측에 탁월한 성능을 갖고 있다. 그런데, MARS 코드는 원자력발전소 계통 해석을 위해 개발되었으므로 냉동 사이클에 바로 적용할 수는 없다. 본 연구에서는 MARS 코드를 냉동 사이클 해석에 활용하기 위해 먼저 냉매(R-410A)의 물성치와 압축기 모델을 MARS 코드에 구현하였다. 그 다음, 수정된 MARS 코드로 R-410A의 비등 및 응축 열전달 실험을 해석하여 코드의 열전달 예측 성능을 평가하였다. 이어서 MARS 코드로 멀티 시스템 에어컨 실험을 모의하여 냉동 사이클 적용성을 고찰하였다. 평가 결과, MARS 코드의 냉동 사이클 적용성을 보였으며 아울러 향후 개선 사항 등을 도출하였다.

영어초록

The MARS code is a thermal-hydraulic system analysis code developed for the design and safety analysis of a water-cooled nuclear power plant. It can realistically predict two-phase flow behaviors in a complicated thermalhydraulic system and can be used for both steady-state and transient calculations. In this work, to utilize the advantages of the MARS code for the refrigeration cycle analysis, we have implemented the thermodynamic property of a refrigerant (R-410A) and a compressor model into the MARS code. Subsequently, we have assessed the MARS model, which was originally developed for water, for boiling and condensation of the refrigerant. Furthermore, we have evaluated the code using experimental data from a multi-system air-conditioner. It is shown that MARS can predict transient behaviors of the refrigeration cycle reasonably well. The limitations of the code and improvements to be made have also been identified.

참고자료

· 없음