Boiling heat transfer is the most efficient type of heat transfer mode. However, in the research reactor, as many people work around the reactor. Also, using plate fuel under low pressure in the reactor causes bubble nucleation continued to critical event such as OFI or CHF easily. Thus, the ONB margin for normal operation in research reactor is recommended. In addition, as dissolved non-condensable gas has large influence on the nucleation temperature under low pressure condition, the relationship between the nucleation temperature and quantified DO concentration was investigated. The ONB experiments for several inlet temperature condition and mass flux condition were performed. Based on the experiment data, existing ONB prediction correlations were evaluated and new empirical correlation was developed.
비등 열전달은 여러 종류의 열전달 방법 중에서 가장 효율이 좋은 방법이다. 그런데, 연구용 원자로는 원자로의 특성 상 주변에 많은 사람들이 일하고 있고, 원자로가 저압 조건에서 판형 핵연료를 사용하기 때문에 유로가 좁아서 기포 발생 시 이 것이 사고로 직결될 수 있는 비등 현상인 OFI나 CHF로 빠르게 이어질 수 있다. 따라서 연구용 원자로의 정상 상태에 대한 ONB 마진을 두고 설계가 되도록 권고되고 있다. 게다가 저압 조건에서는 물 속에 녹아있는 용존 가스가 핵비등 온도에 크게 영향을 미치기 때문에, 핵비등 온도와 용존 산소 농도로 대표될 수 있는 용존 가스 농도 간의 관계에 대해서도 분석이 필요하다. ONB 실험은 여러 입구 온도 조건과 유량 조건에 대해 수행되었다. 실험 데이터들을 토대로 기존의 ONB 예측 상관식들의 성능을 평가 해보았고, 데이터를 이용하여 새로운 실험 상관식을 개발했다.
