Experimental study and RELAP5 analysis have been performed to investigate boiling phenomena in the downcomer with Direct Vessel Injection (DVI), which is a new Safety Injection System (SIS) of Advanced Power Reactor 1400 (APR1400). From the experiment, we visually observe the vapor jetting near the heated wall with small bubble migration to the bulk region and liquid circulation. Also, RELAP5 calculations using different nodal schemes have been carried out to identify the problem of downcomer boiling in RELAP5/MOD3.2. The calculation results are compared with experimental data in aspects of water level, void fraction, wall temperatures and phase velocities. The double-nodal scheme with top-bottom connections with 4cm-gap near heated wall produces best results among several nodal scheme including the radial single-nodal scheme and the double-nodal scheme with all radial connections. TRAC analysis has been performed to identify 1-D limitation of RELAP5/MOD3.2 and the calculation results are compared with experimental ones and RELAP5/MOD3.2 results. TRAC predicts very high vapor velocity than the experimental data.
The proposed nodal scheme, the double-nodal scheme with top-bottom connections with 4cm-gap near heated wall, is applied to the LOCA analysis of APR1400 to solve the downcomer boiling problem produced in RELAP5/MOD3.2. The analysis results of the proposed nodal scheme are compared with those of single-nodal scheme and other nodal schemes in terms of downcomer collapsed level, mass flow of broken coldleg, core collapsed level, and void fraction. As a result, the single-nodal scheme analysis has the same problem of the experiment in collapsed level, mass flowrate. The proposed nodal scheme shows no reheating in core during reflood phase while the 1-D nodal scheme does. When we perform simulations with the reduction of SI flow and containment pressure, each reduction by 5% does not result in the reheating.
신형경수로(APR1400)에서는 안전주입계통으로 원자로용기 직접주입계통 (DVI)을 채택하고 있다. 이러한 DVI를 가지는 강수부에서 발생하는 열수력적 현상은 기존의 저온관 주입방식 (CLI)과는 다를 것으로 예상되며, 이러한 현상의 이해를 위해서는 적절한 실험적 연구가 필요하게 되었다. 본 연구에서는 강수부 내에서의 비등 현상의 실험적 연구를 수행하였다.
강수부 내의 비등 현상과 관련하여, 실험이 수행되었고, 실험 결과를 RELAP5/MOD3.2 계산을 통해 비교하였다. 실험에서는 계측 방법의 검증 및 현상의 관찰하기 위해 8.2 cm의 두께를 가지는 실제 원자로 외벽과 같은 재질의 탄소강 (SA508 Cl. III)을 사용하였다. 강수부 내의 비등 현상 실험을 통해 가열면에 의해 만들어진 기포들은 강수부 중심으로 퍼지지 않고, 가열면을 따라서만 이동하며, 액체의 강한 순환 현상이 관찰되었다. 또한, 기포들이 이동하는 얇은 층은 약 4 cm로 관찰되었으며, 반경 방향의 액상 속도 분포 측정을 통해 이를 확인하였다. 이러한 기포층은 반경 방향의 노드 분할 시, 노드 크기를 결정 짓는 값이 된다. RELAP5를 이용한 계산에서는 세 가지의 서로 다른 노드 구성을 이용하였고, 각각의 결과는 실험을 통해 얻어진 수위, 기포분율, 벽면 온도 분포, 각 상의 속도 등과 비교되었다. 일반적으로 사용되는 반경 방향으로 하나의 노드를 가지는 계산에서는 물의 재순환을 모사하지 못함으로써 기포 분율의 갑작스런 증가, 이로 인한 수위의 갑작스런 강하 현상을 보였으며, REALP가 가지는 1-D계산의 제약성을 확인하였다. 반경 방향으로 두개의 노드를 가지고 노드의 윗부분과 아랫 부분의 노드만을 서로 연결한 경우는 기포가 강수부의 전체 영역으로 퍼지는 것을 방지함으로써, 물의 강력한 순환을 제공하여 이러한 갑작스런 수위의 강하를 제거할 수 있었다. 결과적으로 이러한 노드 구성은 기존의 단일 노드로 구성된 경우나 모든 노드가 반경방향으로 연결된 경우보다 나은 결과를 제공하였다.
상기의 실험 및 연구에서 제안된 노드 구성을 APR1400 LBLOCA 해석에 적용하여 강수부를 단일 노드로 모사하는 경우와 비교 분석하였다. 상기의 분석에 의하여 APR1400 LBLOCA 해석에서도 RELAP5의 1-D 제약성을 확인하였고 연구에서 제안된 노드 구성이 유용함을 확인하였다. 또한 LBLOCA 해석의 중요한 매개변수인 안전주입수와 격납용기 압력에 대하여 민감도 분석을 수행하였다. 분석결과 안전주입수와 격납용기 압력은 재관수기간동안 발생하는 노심의 재가열 현상에 대하여 5%의 보수성을 가지고 있음을 확인하였다.
