In-vessel retention (IVR) through external reactor vessel cooling (ERVC) is a severe accident mitigation strategy that is applied in many light water reactors (LWR). Critical heat flux (CHF) is a key parameter which indicates the success of the IVR strategy. Previous research have limitations that the CHF models were developed in terms of averaged factors such as mass flux. In this thesis, laser induced fluorescence (LIF) and particle image velocimetry (PIV) technique was coupled to measure the velocity field of the fluid in a test section. The test section simulated the gap between the reactor vessel outer wall and the insulation. Air injection was used to simulate CHF conditions in the forced circulation water loop. Curved rectangular channel with 50 cm radius was devised to simulate flow path of the reactor vessel external wall. The channel was made of transparent acrylic. CHF prediction correlation was developed based on the velocity field data acquired from the experiment.
원자로 외벽 냉각을 통한 노심용융물 노내 억류 전략은 원자력발전소 중대사고를 완화하는 방안으로 많은 경수로 노형에 적용되어 왔다. 이 전략에서 원자로용기 하반구 외벽의 임계열유속은 노내 억류 전략의 성패를 결정짓는 중요한 인자이다. 이전 연구들에서 제시된 임계열유속 예측 모델은 평균적인 인자들을 기반으로 개발되어 국부적인 현상을 나타내는데 제한적이었다. 본 학위 논문에서는 레이저 유도 형광을 결합한 입자영상유속계 기법을 이용하여 외벽이 임계열유속에 도달하였을 때 외벽과 단열체 사이 유로의 유체 속도장을 실험적으로 모사하여 측정하였다. 실험조건으로서 강제순환 루프에 공기를 주입하여 원자로용기 외벽이 임계열유속에 도달했을 때의 이상 유동 상황을 모사하였다. 또한 원자로 외벽의 유로를 모사하기 위해 50 cm 반경의 굽은 사각채널 시험부를 투명 아크릴로 제작하여 사용하였다. 실험을 통해 측정된 유체 속도를 바탕으로 임계열유속을 예측하는 상관식을 개발하였다.
