This study compares the feasibility of cooling strategies for volumetrically heat-generating molten corium for APR1400 NPPs (nuclear power plants). The currently adopted cooling strategy for APR1400 NPPs, ERVC (External Reactor Vessel Cooling) strategy or a pre-flooding strategy, has a number of negative effects, such as steam explosions and decreases in the spreadability of the molten corium. Molten corium can be fragmented into small particles when falling into a pre-flooded reactor cavity and thus forming a debris bed in a narrow space. Therefore, in order to assess the feasibility of a pre-flooding strategy, a dryout heat flux model for a volumetrically heat-generating porous bed and a concrete ablation depth analysis methodology are newly developed. The general coolability of the debris beds of the types expected to form in APR1400 NPPs and the integrity of the containment are evaluated during cooling process considering the spreadability of fragmented particles. It is estimated that if the fragments are spread evenly, the coolability of the debris bed is good enough to maintain the integrity of the containment structure during the cooling process at a certain pressure. However, if the fragments are distributed only in a narrow space, the integrity of the containment building is assessed to be undermined. Therefore, further studies of the spreadability of core fragments are needed to validate the effectiveness of the pre-flooding strategy. In this research, the new strategy of a post-flooding strategy is recommended for APR1400 NPPs. In order to review the feasibility of this approach, a two-step study is performed. First, a three-dimensional CFD (Computational Fluid Dynamics) methodology is used to simulate molten corium spreading into a dry cavity of an APR1400 NPP. In the second step, the ablation depth is assessed based on OECD/MCCI project results with a safety margin. CFD simulations show that the molten corium is evenly spread to a uniform thickness of 35 cm in the dry cavity. The concrete ablation results based on the OECD/MCCI project indicate that the integrity of the containment can be maintained during the cooling process if water is supplied into the cavity within 7.4 hours of the reactor vessel being breached. Therefore, a post-flooding strategy should be considered as a feasible cooling method for APR1400 NPPs in cases of severe accidents.
본 연구는 APR1400 원자력발전소 중대사고 발생 시 열을 지속적으로 발생하는 노심용융물의 냉각전략에 대해서 비교연구를 수행한 것이다. 현재 채택하고 있는 냉각전략은 외벽냉각 냉각전략 또는 사전충수 냉각전략인데 이로 인하여 증기폭발 및 노심용융물의 퍼짐성 저하와 같은 부정적 효과가 발생할 수 있다. 노심용융물은 사전충수된 원자로공동에 낙하될 때 파편화되어 노심파편층을 형성한다. 따라서 사전충수 냉각전략의 타당성을 평가하기 위해 열을 발생하는 다공성층에 대한 임계열유속 해석모델 및 노심파편층 냉각과정 중의 콘크리트 열분해 해석방법을 신규 개발하였다. 그 후 APR1400 원자력발전소 중대사고 시 생성이 예상되는 노심파편층에 대한 일반적인 냉각성을 평가하였고 노심파편물 퍼짐성에 따른 노심파편층 냉각과정에서의 격납건물의 건전성 유지 여부를 평가하였다. 분석결과 노심파편물이 고르게 퍼진다면 노심파편층의 냉각성이 좋아 격납건물 압력이 일정 값 이상이면 냉각과정 중 격납건물의 건전성이 유지되는 것으로 평가되었으나, 만약 노심파편물이 좁은 공간에만 분포된다면 노심파편물의 냉각과정에서 격납건물의 건전성은 훼손되는 것으로 평가되었다. 따라서 사전충수 냉각전략의 유효성을 검증하기 위해서는 노심파편물의 퍼짐성에 대한 추가 연구가 필요하다. 또한 본 연구에서는 사후충수 냉각전략을 신규 전략으로 제안하고 이의 타당성을 검토하였다. 이를 위해 두 단계로 연구를 수행하였다. 첫 번째 단계로 삼차원 전산유체역학(CFD) 방법론을 사용하여 APR1400 원전 중대사고 발생 시 건식 원자로공동에서의 노심용융물 퍼짐 계산을 수행하였다. 두 번째 단계에서는 OECD/MCCI Project의 결과를 보수적으로 사용하여 원자로공동 충수 시점에 따른 희생 콘크리트 열분해 깊이를 분석하였다. CFD 계산결과 노심용융물은 건식 원자로공동에서 잘 퍼져서 약 35 cm의 두께로 원자로공동에 균일하게 적층 됨을 알 수 있다. 만약 원자로용기 파손 이후 7.4시간 이내에 원자로공동에 냉각수를 공급하면 노심용융물 냉각과정 중 강재 라이너의 건전성을 유지하여 격납건물의 건전성이 유지되는 것으로 평가되었다. 따라서 APR1400 원전 중대사고 시 노심용융물 냉각전략으로 사후충수 냉각전략을 고려해야 한다.
