IVR-ERVC (In-Vessel Retention by External Reactor Vessel Cooling) is one of the severe accident management strategies, and removes the decay heat through the reactor vessel lower head by supplying cool-ing water to the lower head. Therefore, estimating HTC (Heat Transfer Coefficient) of the outer wall is im-portant to evaluate the ERVC heat removal capability. From previous researches, severe accident analysis code (MAAP and MELCOR) used Rohsenow correlation to calculate the HTC, and SBLB experiment was conducted to measure the HTC. However, the Rohsenow and SBLB experiment couldn’t consider effect of the reactor vessel lower head surface geometry (especially radius curvature) and material. These geometry and material of heater could affect the HTC. Accordingly, in this research, the HTC measurement experi-ment was conducted with SA508 heater which had 2.5 m radius curvature.
This research had two main objects. First was experimentally producing the HTC database with SA508 heater which has 2.5 m radius curvature. Second was suggesting the HTC correlation by modifying the existing correlation. To simulate the flow boiling condition of ERVC, water loop was prepared, and the loop controlled working fluid (DI water) temperature and mass flux. The reactor vessel lower head outer wall was simulated by the SA508 plate heater. The experiments were conducted at four angular range to cover whole reactor vessel lower head (from bottom ($0^\circ$) to top ($90^\circ$)). The heater surface temperature was meas-ured by IR camera, and finally the HTCs were calculated. LLOCA was used as base accident, to determine working fluid inlet condition, mass flux and the heater heat flux. In this research, the HTCs were measured at 10-$90^\circ$ of the heater inclination angle, 300-$500 kg/m^{2} s$ of the working fluid mass flux and 100-$950 kW/m^{2}$ of the heater surface heat flux. Modified Chen correlation was used to develop the HTC correlation.
IVR-ERVC는 원전 중대사고 대응전략 중 하나로써, 사고로 인해 노심이 용융되어 원자로 하부에 재배치되었을 때, 원자로 공동(Cavity)에 냉각수를 주입하여 원자로 용기 하부를 냉각함으로써 붕괴열을 제거해 용융물을 원자로 용기 내에 보존하는 전략이다. 원자로 하부 외벽에서의 열전달계수를 이용해 ERVC의 열제거 성능을 평가할 수 있으므로, ERVC의 성공여부를 판단하는데 있어 해당 열전달계수를 예측하는 것이 중요하다.
선행연구 조사를 통해 코드와 실험을 통한 열전달계수 예측방법을 확인하였다. 코드의 경우, 중대사고 해석코드인 MAAP과 MELCOR는 Rohsenow 상관식을 이용하여 열전달계수를 계산하였다. 실험의 경우, SBLB 실험을 통해 열전달계수를 측정하였다. 하지만, Rohsenow 상관식은 수조비등을 기반으로 계발된 상관식이고, SBLB 실험은 지름이 약 0.3 m인 stainless steel 반구로 실험을 수행하였기 때문에 모두 실재 원자로 하부 외벽의 곡률반경과 재질을 반영하지 못하는 한계점이 있다. 하지만 열전달 면의 형상과 재질은 열전달계수에 큰 영향을 줄 수 있다. 그러므로 본 연구에서는 실재 원자로 하부외벽의 곡률반경(2.5m)과 재질(SA508)을 반영한 실험을 수행하여 ERVC 상황에서의 열전달계수를 측정하였다. 또한 Chen 상관식을 수정하여 본 실험에서 측정한 열전달계수를 예측하는 상관식을 계발하였다.
곡률반경이 2.5 m이고 길이가 1 m 인 판형SA508 히터로 원자로 하부외벽을 모사하였다. 실험은 원자로 하부헤드 전체(0-$90^\circ$)를 4개의 각도구간으로 나누어 수행하였다. ERVC 상황의 유동을 모사하기 위해 water loop를 제작하여 작동유체의 온도, 입구조건 및 질량유속을 조절하였으며 증류수를 작동유체로 사용하였다. LLOCA 사고를 가정하여 각 각도 별 작동유체의 입구조건 및 히터에 인가되는 열유속을 결정하였다. 판형 히터의 한쪽 면은 공기와 접하고 반대쪽 면은 작동유체와 접한다. 적외선 카메라를 이용해 공기와 접하는 쪽의 표면 온도를 측정하였고, 측정한 온도를 1차원 열전도 방정식에 대입하여 작동유체와 접하는 면의 표면온도를 계산하였다. 최종적으로 작동유체와 접족하는 표면의 열전달계수를 계산하였다.
ERVC 상황은 유동비등 상황이므로 열전달계수는 대류 열전달계수와 비등 열전달계수의 합으로 표현된다. 낮은 히터 경사각도에서는 대류 열전달의 영향이 큰 것으로 추측되고, 그 외의 히터 경사각도에서는 비등 열전달의 영향이 큰 것으로 추측된다. 즉 히터 경사각도의 변화에 따라 따라 열전달 현상이 변하는 것을 확인하였다. 하지만, 이와 같은 현상은 히터의 각도 효과뿐만 아니라 히터 각도 변화에 따른 작동유체 입구건도 변화도 함께 영향을 미친 것으로 판단된다. 본 연구를 통해 히터 경사각 10 - $90\circ$, 작동유체 질량유속 300, 400, $500 kg/m^{2}s$, 그리고 히터 표면 열유속 100-$950 kW/m^{2}$에 대해 열전달계수를 획득하였다.
끝으로 본 연구는 LLOCA를 기본 사고 상황으로 가정하여 실험을 수행하였다. 그럼으로 본 실험 결과를 해석하여 입구건도, 질량유속, 열유속 등의 인자가 열전달계수에 미치는 영향을 독립적으로 평가하기에는 한계가 있다. 그럼으로 후속연구로 각 인자를 독립적으로 조절하는 실험을 수행할 필요가 있다.
