IVR-ERVC is one of the severe accident mitigation facilities at the nuclear power plant, and it terminate the accident by keeping the molten corium inside the reactor pressure vessel. This IVR-ERVC has a great advantage in that it can minimize the leakage of radioactive materials to the environment. In this thesis, in order to evaluate the actual CHF value during the ERVC, the optimal experiment was conducted to evaluate the CHF, and a CHF prediction model was developed based on this. For optimal evaluation, an experimental specimen was made of carbon steel, and the experiment was performed under the severe accident environment. Particularly, it was also experimentally confirmed that an oxide layer may be formed on the outer wall of a pressure vessel under the normal operation conditions of a nuclear power plant, and that the oxide layer had effect on the CHF. The cross-section of the oxide layer was observed with focused ion beam equipment to analyze the structure and material of the oxide layer, and during the boiling, the oxide layer producing and losing process were presented based on this result. Finally, the effect of the oxide layer on the CHF was described. A CHF model based on the liquid film dry-out mechanism was developed. The CHF model was constructed based on physical phenomena and principles, and has a total of two correction constants. Optimized correction constants were presented depending on the heat transfer surface material, and this study presented values for carbon steel, stainless steel, and copper. Finally, based on the CHF results and the model, the thermal margin of ERVC in a LOCA condition was evaluated. Compared to previous studies, it was confirmed that a higher thermal margin was evaluated. In particular, the thermal margin was high under pressurized conditions, because the decay heat was constant while the CHF was increased by pressurization. Finally, this paper suggests that oxidized carbon steel should be used as a specimen when evaluating the CHF of ERVC.
원자로 외벽냉각을 통한 노심용융물 노내보존(이하 노내보존)은 원자력 발전소 중대사고 완화설비 중 하나로 노심용융물을 압력용기 내부에 가둔 체 사고를 종결할 수 있다. 이런 노내보존은 방사성물질의 유출을 최소화할 수 있다는 점에서 큰 장점이 있다. 본 학위논문에서는 노내보존 수행 시 예상되는 실제적인 임계열유속 값을 평가하기 위해 최적 평가된 실험을 수행하여 임계열유속 데이터를 생산하고, 이를 기반으로 예측모델을 개발하였다. 최적 평가를 위해 탄소강으로 실험시편을 제작하였고, 중대사고 환경에 부합하는 실험 조건에서 실험을 수행하였다. 특히, 원자력발전소 정상운전 조건에서 압력용기 외벽에 산화층이 형성될 수 있음을 실험적으로 확인하였고, 산화층이 임계열유속에 영향을 미치는 것 또한 확인하였다. 산화층의 단면을 집속이온빔 장비로 분석하여 산화층 구조 및 재질을 분석하였고, 이를 기반으로 비등 중 산화층 형성 및 소실 과정에 대한 개념을 제시하였다. 그리고 최종적으로 산화층이 임계열유속에 미치는 영향을 서술하였다. 액체막 증발 메커니즘에 기반한 임계열유속 예측모델을 개발하였다. 임계열유속 모델은 물리적 현상과 원리를 기반으로 구성되었고, 총 2개의 보정상수를 가진다. 가열면 재질에 따라 최적화된 보정상수를 제시하였으며, 본 연구에서는 탄소강, 스테인리스 스틸, 구리에 대한 값을 제시하였다. 최종적으로 임계열유속 결과와 모델 상관식을 기반으로 중대사고 환경에서 노내보존의 열적 여유도를 평가해보았다. 선행연구와 비교했을 때 보다 높은 열적여유도가 확보됨을 확인하였다. 특히 가압조건에서 열적여유도가 높았으며, 이는 붕괴열은 일정한데 반해 가압조건에서 임계열유속은 증진되었기 때문이다. 끝으로 본 논문은 노내보존 임계열유속 평가 시 산화처리한 탄소강을 시편으로 사용해야 함을 제시한다.
