서지주요정보
(A) study on the modeling of molten corium-concrete interaction = 노심용융물과 콘크리트 상호작용의 모델링에 대한 연구
서명 / 저자 (A) study on the modeling of molten corium-concrete interaction = 노심용융물과 콘크리트 상호작용의 모델링에 대한 연구 / Soo-Yong Park.
저자명 Park, Soo-Yong ; 박수용
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 1994].
Online Access 제한공개(로그인 후 원문보기 가능)원문

소장정보

등록번호

8004512

소장위치/청구기호

학술문화관(문화관) 보존서고

MNE 94003

SMS전송

도서상태

이용가능

대출가능

반납예정일

초록정보

The phenomenon known as molten corium concrete interaction (MCCI) has been recognized as important aspects of severe reactor accidents. The potential hazard of a MCCI is the threat to the integrity of the containment building due to the possibility of a basemat melt through, containment overpressurization by noncondensible gases, or oxidation of combustible gases. Over the past several years, a large experimental and analytical effort has been under taken in corium-concrete interaction phenomena by several organization. The purpose of this paper is to investigate the previous analytical results and computer programs, and finally to establish a new stand alone model which can predict the corium-concrete interaction. A model to predict the behavior of molten corium-concrete interaction in the reactor cavity during vessel ruptured accidents is established. Gas film model, gas bubble model, slag model and periodic contact model are employed as a major heat transfer model between corium and concrete. Solidified debris crust is considered at the boundary of molten corium. Upon the experimental observations, no layer stratification is assumed due to the strong dispersion of the metallic melt in the oxidic phase. With the assumption of temperature profile within the corium pool and crust, the temperature distribution of concrete is found by explicit solution of heat conduction equation. The sideward heat transfer rate can be obtained by considering multiplication factor to the downward heat transfer rate. The multiplication factor is treated as a user input because of its large uncertainty. Comparisons are made with two large scale experiments, SURC-2 and BETA V3.3. There is a reasonable agreement in the corium temperature, erosion depth and gas generation between the experimental data and the predicted results with periodic contact model given the uncertainties in the input data or the measurement. The gas bubble model has the highest heat transfer coefficient, and the slug model and the film model have relatively lower heat transfer coefficients. Two sensitivity studies are carried out for qualitative verification of the modeling. The periodic contact model is used in these sensitivity studies. The heat transfer coefficient between molten corium and concrete, and the downward heat transfer area are considered as important parameters to almost every measurement during molten corium- concrete interaction. The model is tested against various heat transfer coefficients and downward heat transfer areas. The results show that the general trends are believed to be reasonable and concrete erosion is not sensitive to heat transfer coefficient.

노심용융물과 콘크리트의 상호작용은 원전 중대사고시 발생할 수 있는 중요한 현상이며 원자로공동 (Reactor Cavity) 바닥의 용융, 비응축성 가스에 의한 압력증가 또는 연소가스의 생성등에 의해 격납용기의 건전성이 영향을 받게 된다. 지난 여러해 동안 노심용융물 - 콘크리트 상호작용과 관련하여 많은 실험 및 분석이 수행되었으며, 노심용융물 - 콘크리트 사이에서의 열전달 모델과 전산코드 등이 개발되어 왔다. 본 논문에서는 노심용융물- 콘크리트 상호작용과 관련된 열전달 모델, 전산코드 및 실험결과 등을 분석하고 이 현상을 종합적으로 예측할수 있는 모델을 세우고자 했다. 용융노심물 경계면에서는 crust가 형성되고, 용융물 내부에서는 가스유동에 의해 용융금속물과 산화물이 균질하게 섞이는 것으로 가정하였다. 노심용융물과 콘크리트 사이의 열전달 관계식은 gas film 모델, gas bubble 모델, slug 모델 및 Periodic Contact 모델을 선택적으로 사용할수 있도록 하였고, 노심용융물 내부 및 crust의 온도분포를 가정하여 콘크리트의 온도분포를 계산하였다. 수평방향의 열전달계수는 수직방향의 열전달계수에 증배계수를 곱하여 구하였으며, 증배계수는 불확실성이 크기 때문에 사용자 입력변수로 처리하였다. 모델검증을 위해 SNL에서 수행된 SURC-2 실험과 독일의 KfK에서 수행된 BETA V3.3 실험에 대하여 Benchmark Test를 하였으며, Periodic Contact 모델을 이용하여 분석한 결과는 이 현상에 관련된 불확실성을 고려할때 타당한 결과를 보여주는 것으로 판단된다. Gas bubble 모델은 가장 큰 열전달계수를 갖고, Gas film모델과 Slug모델은 상대적으로 작은 값을 갖는다. 또한 Periodic Contact 모델을 사용하여 노심용융물과 콘크리트 사이에서의 열전달 계수와 열전달 면적에 대한 민감도 분석을 수행하였으며, 콘크리트 Erosion의 열전달계수에 대한 민감도는 크지 않는 것으로 나타났다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {MNE 94003
형태사항 x, 66 p. : 삽도 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 저자명의 한글표기 : 박수용
지도교수의 영문표기 : Soon-Heung Chang
지도교수의 한글표기 : 장순흥
학위논문 학위논문(석사) - 한국과학기술원 : 원자력공학과,
서지주기 Reference : p. 62-64
주제 Concrete.
Liquid metals.
노심 용융. --과학기술용어시소러스
원자로 사고. --과학기술용어시소러스
Nuclear reactor accidents.
QR CODE qr code