As an extension work of computer codes QUEN1D, KREWET and BEAR developed by previous workers at KAIST has been performed. This study is based on a single flow channel, and separated two phase flow. The heat transfer selection logic is developed and the heat transfer coefficients are calculated as a function of the local flow conditions.
The wall temperature history is calculated by solving the time-dependent radial conduction equation. Comparison between predictions and PWR-FLECHT experiment data shows a relatively good agreement, but further improvement seems to be necessary for low pressure and low flooding rate conditions.
가압경수형 원자로에서 재관수현상을 정확히 모사하기 위하여 이 연구를 수행하게 되었다. 이 연구에서는 단위유통채널과 핵연료봉의 역학적 모델을 사용하였으며 재관수시의 열전달을 정확히 계산하여 개선된 핵연료봉의 표면온도를 계산하는 것이 이 연구의 목적이다.
열전달을 계산하기 위하여 열전달 영역을 정확히 선택하여 그 조건에 가장 잘 맞는 열전달계수 상관식을 사용하였으며 재관수시 핵연료봉 표면온도는 일차원 열전도 방정식을 유한차분법을 이용하여 계산하였다.
이 연구의 타당성을 조사하기 위하여 PWR-FLECHT 실험결과와 REFLUX 코드의 계산치를 비교하였다. 압력이 낮고 냉각수 주입속도가 작을 때는 열전달계수 상관식과 유동모델의 개선이 필요하겠다.
