Accurate prediction of the temperature-time history of a fuel rod cladding during reflood phase of a LOCA is very important for nuclear safety analyses. But the conjugate conduction-convection problem accompanied by the complex heat transfer and two-phase flow makes the assessment of local temperature transients extremely difficult.
As an extension work of QUENID code developed by previous workers at KAIST, an improved code entitled QUENRD has been developed for the better prediction of clad temperature transients during reflood phase of a LOCA in a PWR.
Numerical solutions for one-dimensional, radial, heat conduction equation and two-phase flow equations of separate two fluid model are obtained using finite difference method.
Fuel rod temperature distribution and coolant temperature are determined implicitly by the method of iteration.
A major improvement was made, in the present work, by the introduction of the heat transfer surface concept instead of the boiling curve concept used in the QUENID code.
Comparisons of the predictions of the QUENRD code with the PWR-FLECHT experimental data show a relatively good agreement, but still further improvement seems to be necessary for low pressure and low flooding rate conditions.
원자로의 냉각수 상실 사고가 발생했을 때 재관수 단계에서 핵연료봉 피복재의 시간에 따른 온도 변화를 정확히 예측하는 것은 원자로 안전 해석에 매우 중요하다.
재관수 현상은 핵연료봉에서의 열전도와 복잡한 열전달과 2상 유동을 수반하는 피복재와 냉각수 사이의 열대류가 결합되어 있으므로 해석적 방법에는 많은 제한이 필요하고 충분한 모사를 할 수가 없다.
본 논문에서는 가압 경수형 원자로에서의 재관수 현상을 모사하기 위해 수치적 방법을 사용하고, 그 구체화를 위해 QUENRD 전산 코드를 개발하였다.
반경 방향만 고려한 천이 열전도 방정식과 2상 유체의 질량과 에너지 보존식의 수치해를 유한 차분법을 사용하여 구했고, 연료봉의 온도 분포와 냉각수의 열수력적 특성들은 각 노드마다 반복법을 사용하여 같이 구하였다.
그리고, 피복재 표면에서의 열전달을 물리적 현상에 보다 더 부합되게 하기 위해서 열전도 표면 개념 (heat transfer surface concept) 을 사용하였다.
QUENRD 코드의 타당성을 조사하기 위해 가압 경수형 원자로의 재관수현상을 모사한 실험인 PWR-FLECHT 실험 결과와 축방향 열전도를 고려한 QUENID 코드의 계산치를 비교 분석하였다.
압력이 높고 냉각수 주입속도가 클 때는 QUENRD 코드의 계산치는 PWR-FLECHT 실험치와 비교할 때 좋은 결과를 보이고 있으나, 압력이 낮고 냉각수 주입 속도가 작을 때는 연료봉의 열전도 모델과 열전달 관계식의 개선이 필요한 것으로 생각된다.
