The critical heat flux (CHF)is a major parameter which determines the cooling performance and therefore the prediction of CHF is of importance for the design and safety analysis in boiling systems; such as nuclear reactors, conventional boilers, and other various two-phase flow systems. Until now, many CHF correlations have been developed and for the actual design a correlation has been selected in consideration of its characteristics. For the analysis of Loss of Coolant Accident (LOCA) in a Nuclear Power Plant, which shows the drastic parameters change during the system transient, a correlation having a reasonable degree of accuracy over a wide range is preferred, rather than that having accuracy for a specific range. It is required to have tangible insight about the effects of the CHF correlation to the LOCA analysis for the purpose of computer code development and nuclear regulation. The related research is further recommended.
The purpose of this research is to obtain an insight and/or intuition about the above effect and to evaluate the selected CHF correlations. To achieve these purposes LOCA is analysed for the UL-JIN 3&4 nuclear power plant, the Korea Standard Type Nuclear Power Plant and the Loss of Flow Test (LOFT) L2-5 experiment is simulated using the RELAP5/MOD3.1 computer code for each selected CHF correlation. The selected correlations are the AECL-UO Lookup Table, adapted in RELAP5 code; the K110 CHF correlation, developed by KAERI; and the original W-3 CHF correlation, developed by L.S. Tong. LOFT is also simulated using the AECL-UO Lookup Table having the CHF multiplication factors 0.5 and 1.5, and then compared with the result of the original Lookup Table and the experiment result.
In the LOCA analysis, the CHF correlations affect the magnitude of peak cladding temperatures, but does not seriously affect the occurrence points of time. The effect of each CHF correlation to the fuel cladding temperature behavior becomes apparent at the end of the refill(LOCA) or blowdown period (LOFT), which the drastic system transient is notably decreased, because the cladding temperature is governed by the system transient during the initial period of LOCA. From the simulation results using the AECL-UO Lookup Table having the CHF multiplication factors 0.5 and 1.5, it is found that the cladding temperature behaviors during the ECC induced cooling period are exaggerated. Especially in the case using the CHF multiplication factor 0.5; cladding temperature behavior during the blowdown period is relatively well predicted compared to the case using 1.5. This fact can be utilized in the fine tuning of the CHF correlation during the development stage to incorporate into the system transient analysis code like RELAP.
It is further found that the KAERI K110 CHF correlation has a good prediction performance and applicability to the system thermal hydraulic analysis code, comparable to those of the AECL-UO look-up table, even though this has not yet been applied to the actual design work. The observation of L. S. Tong, which local parametric effects among quality, pressure, and mass velocity are required to be incorporated into the original W-3 CHF correlation, is also shown in this work.
임계열유속은 액체냉각재를 사용하는 원자로 등의 열수력 설계에 있어 중요하게 고려되고 있는 열수력 현상이다. 그 동안 임계열유속의 예측을 위해서는 많은 상관식들이 개발되었으며, 실제 설계에 있어서는 그 특성을 감안하여 선택, 사용하고 있다. 원자력발전소에 있어 냉각재상실사고와 같이 사고의 진행에 따라 운전변수들이 크게 변하는 경우에는 좁은 영역에서 정확도를 보이는 상관식 보다는 넓은 영역에서 전반적으로 합리적인 수준의 정확성을 갖는 상관식들이 개발, 적용되고 있다. 그러나 전산코드의 개발 또는 원자력안전규제 등에 있어 임계열유속상관식이 이와 같은 경우의 해석결과에 미치는 영향에 대하여 보다 구체적인 파악이 요구되나 현재까지는 이에 관한 연구가 불충분한 점이 있다.
이러한 관점에서 이 연구는 임계열유속상관식이 냉각재상실사고에 미치는 영향에 대한 직관력과 통찰력을 갖기 위하여 계통 열수력거동 분석을 위한 전산코드인 RELAP5/MOD3.1을 이용하여 한국표준형원전인 울진 원자력 3&4 호기에 대한 원자로냉각재상실사고를 분석하고 냉각재상실사고 관련 실험인 LOFT L2-5실험을 모의한 것이다.
세부 연구방법으로는 RELAP5 전산코드가 기 채택하고 있는 AECL-UO Lookup Table과 더불어 한원(연)이 개발한 K110임계열유속상관식과 L. S. Tong이 개발한 초기 W-3 임계열유속상관식 각각의 경우에 대하여 위의 사고 및 실험결과를 해석 및 모의하고 그 결과를 분석하였다. 또한 이에 추가하여 AECL-UO Lookup Table로 계산된 임계열유속값에 0.5 및 1.5의 배수를 곱하여 LOFT 실험을 모의하고 이 결과를 원래의 Lookup Table로 계산된 결과 및 실험결과와 비교하므로서 보다 현실감 있는 결과를 도출코자 하였다. 이상의 계산결과들로부터 임계열유속상관식들은 냉각재상실사고시 첨두피복재온도(Peak Cladding Temperature)의 크기에는 영향을 미치나 첨두피복재온도의 발생시점에는 크게 영향을 미치지 않으며, 피복재온도 거동의 측면에서는 계통의 과도현상이 감소하여 사고상태가 상대적으로 안정되기 시작하는 시점부터 상관식의 종류에 따른 차이가 보다 명확해 지기 시작한다는 것이 확인되었다.
임계열유속에 배수를 적용하여 LOFT 실험을 모의한 결과로부터도 이와 같은 사실이 보다 명확하게 확인되었다. 특히 배수가 0.5인 경우 Blowdown 기간의 피복재 온도거동은 일반적으로 원래의 상관식으로 모의한 결과보다는 약간 높거나 유사하게 나타났으나 실험결과에는 더욱 근접하였다. 배수가 1.5 인 경우에는 연료의 축방향 위치에 따라서 온도거동이 매우 낮게 나타나거나, 또는 사고초기의 급격한 온도상승현상이 나타나지 않기도 하였다. 또한 두 가지의 경우 공히 비상냉각수가 주입되는 시점부터는 0.5의 경우에는 냉각효과가 저하되어 그 기간이 연장되며, 1.5인 경우에는 지나치게 급격하게 냉각되는 현상이 나타나는 등의 온도거동이 과장되게 나타나므로서 냉각재상실사고 분석의 결과에서 관찰된 사실들이 다시 한번 확인되었다.
이러한 결과는 계통 열수력거동 분석을 위한 전산코드용 임계열유속상관식의 개발과정에서 보다 나은 상관식을 도출하기 위한 미세 보정 과정에 활용될 수 있을 것으로 판단된다.
또한 연구과정에서는 연료피복재온도, 임계열유속, 열유량, 열전달계수, 증기질 등 열수력 인자들간의 상관관계도 확인되었다. 이들의 경우는 계통의 과도현상이 격렬한 경우에는 공학적 판단과 일치하는 일관된 결과를 보이나, 임계열유속상관식의 영향이 보다 명확히 나타나기 시작할 때부터는 여러 변수들의 효과가 복합적으로 작용하므로서 이 연구와 같은 거시적 관점의 연구를 통해서는 일관된 관계를 파악하기 어려운 한계가 있다.
위와 같은 결과 외에도 현재까지 실제 적용사례가 없는 K110 상관식이 AECL-UO Lookup Table에 상응하는 성능을 갖고 있으며, 초기 W-3 상관식과 관련해서는 Tong이 확인한 것처럼 이 상관식이 증기질과 유량 및 압력의 상관효과에 대하여 보정이 필요하다는 점이 이 연구를 통해서도 확인되었다.