The analysis of the core uncovery and heat-up under low-flow and small break condition is of great importance in assessing severe accident phenomena. Many investigators tried to show up the governing mechanisms about the phenomena, but only a few of them demonstrated the satisfactory informations.
In this paper, the System Mean Void Fraction (SMVF) model combined with the drift flux model is developed to predict the transient thermal-hydraulic behavior during core uncovery with or without ECCS flow. The developed model is based on an integral formulation approach, and solved analytically as the closed form solution without involving the quasi-steady assumption.
The results have been compared to the existing single tube data with the uniform heat flux and rod bundle experiments with anaxial power profile. Particularly, the comparison with the rod bundle data shows that the developed model predicts more accurate result better than any other previous approaches.
Judging from the comparison, the System Mean Void Fraction model is strongly recommended to treat the core uncovery problems. Besides, sensitivity study shows the distribution coefficient of the drift flux model is a very important factor.
원자로의 안전적인 측면에서 매우 중요한 의미를 갖고있는 과도증발사고시 미소유입량과 작은 파열상태를 조건으로 하는 사고현상을 이해할 수 있도록 하기 위하여 기포제거수위와 이상혼합제 수위에 대한 폐쇄형해를 유도하는 것이 본 연구논문의 주요과제이다.
본 논문에서는 여러가지 실험조건과 그 결과로서 나온 자료들을 바탕으로 하여 그에 맞는 물리적과정을 설정하였다. 이때 이상혼합제 수위 이상에서의 열전달은 고려하지 않았고 온도조건은 포화상태로 가정되었다. 설정된 상황에 따른 지배방정식들은 Leibnitz 법칙을 이용하여 해석적으로 다룰 수 있도록 변형시켰으며 이에 일종의 적분형 성접근방법 ( Integral formulation approach ) 인 계평균기포율 ( System Mean Void Fraction ) 이라는 새로운 개념을 적용시켜 2계의 대표적 변수를 포함하는 폐쇄형해로 나타내었다. 이때 일반적으로 사용하는 준안정근사 ( quasi-stready ) 라는 가정을 사용하지 않고 있어 시간에 따른 바른 사고 대응도를 추적할 수 있도록 하였다. 이러한 새로 유도된 폐쇄형해를 이용하여 얻어진 결과는 여러가지 실험자료들과 비교되었고, 또한 실제 사고상황에서 비상노심냉각계통 유량이 있을 때와 없을 때에 대해 TMI-2 발전소 사고자료와 비교되었다. 여러가지를 비교했을때 특히 이상혼합체 수위는 매우 정확하게 예측하였고, 병행된 민감도 분석결과 기포농도 분포변수의 중요성을 알 수 있다.
