If a nuclear power plant enters a transient, the heat transfer regime at the nuclear fuel rod is altered to the inefficient heat transfer regime instead of the efficient heat transfer regime such as single-phase liquid convection and nucleate boiling regime. In particular, when the nuclear reactor undergoes a loss-of-coolant accident, the reactor core can be uncovered and leading to a significant temperature rise in fuel rods. Accordingly, the nuclear reactor has various strategies to reflood the reactor core. During the reflood phase, wall temperature should be suppressed under minimum film boiling temperature as fast as possible to maintain the efficient heat transfer regime. The accurate prediction of minimum film boiling temperature is imperative to predict the accident progression, so various correlations have been proposed to predict the minimum film boiling temperature. Both hydrodynamic models and empirical models were used to predict the minimum film boiling temperature. Since there is no consensus on which of these models is most accurate, each nuclear reactor safety analysis code uses a different correlation. Existing models predict the minimum film boiling temperature only with the state of fluid and wall at the moment of reaching the minimum film boiling temperature. These models do not consider the hysteresis in the Post-CHF heat transfer regime which was proven to be occurred by various studies. Within the Post-CHF heat transfer regime, the amount of heat transfer not only depends on the state of the fluid and the wall at that time but also on what state it has been through before. Therefore, the effect should be considered to predict minimum film boiling temperature. In this thesis, a minimum film boiling temperature model with the consideration of the hysteresis effect was developed. The model reflected the effect of the surface condition and the behavior of the vapor layer near the wall during the reflood. The developed minimum film boiling temperature model was validated with the reflood experiments using the nuclear safety analysis code, and it was confirmed that the reflood phenomenon is accurately predicted with the new model.
원자력 발전소가 정상운전 상태를 벗어나 사고 상황에 돌입할 경우 핵연료봉에서의 열전달이 단상 액체 열전달과 핵비등 열전달 영역을 벗어나 비효율적인 열전달 영역에 진입할 수 있다. 특히, 냉각재 상실사고가 일어날 경우 핵연료봉이 노출되어 온도가 급격히 상승할 수 있어 다양한 급수 전략을 통해 이를 방지한다. 이러한 재관수 상황에서 열전달이 원활한 영역으로 진입하는 기점이 최소막비등 온도로, 이를 정확하게 예측하기 위해 다양한 모델이 제시된 바 있다. 최소막비등 온도 예측 모델은 유체의 불안정성에 기반한 유체역학적 모델과 실험을 통해 도출한 경험적 모델이 모두 존재한다. 이 중 어떠한 모델이 가장 정확한가에 대한 합의가 없기 때문에 여러 원자로 안전 해석 코드에서 각기 다른 모델을 차용하고 있다. 기존의 최소막비등 온도 모델들은 임계열유속 이후 열전달 영역에서 발생하는 이력현상을 반영하지 않고 최소막비등 온도에 도달하는 순간의 유체와 벽면의 상태만으로 최소막비등 온도를 예측한다. 비등이 임계열유속 이후 영역에 진입할 경우 열전달이 그 시점에서 유체와 벽면의 상태뿐만이 아니라 이전에 어떤 상태를 거쳐왔는가에 따라서 달라진다는 사실이 여러 선행 연구를 통해 규명된 바 있다. 최소막비등 온도는 이력현상의 영향을 받으므로 이를 고려해야 한다. 이에, 본 학위논문에서는 이력현상을 반영한 재관수 상황에서의 최소막비등 온도 모델을 제시하여 실제 비등 과정 중에 일어나는 물리적 현상을 모의할 수 있도록 하였다. 본 학위논문에서 제시한 최소막비등 온도 모델은 재관수 상황에서 달라지는 표면조건과 벽면 기포층 거동의 영향을 반영하였다. 이를 안전 해석 코드를 이용한 재관수 실험 모의를 통해 검증하여 재관수 상황을 합리적으로 예측할 수 있음을 확인하였다.
