Various porous media in pressurized water reactors (PWR) can affect the heat removal capability of nuclear fuel. In the first part of this study, the models for the CRUD that is formed on the fuel surface during the normal operating condition of PWR was suggested. The model was proposed based on the phenomenon that the flow paths of the liquid and the gas are separated due to the structural characteristic of the CRUD. First, it was shown that the CRUD have heat transfer regimes such as liquid-saturated CRUD, wick boiling, and film boiling through the classification of the WALT experimental data [6]. In the wick-boiling model, it is assumed based on the visual observations that the heat is removed through nucleate boiling near the fuel rod surface, while most of the previous models [1-5] assumed evaporation from the wall of the steam chimney. As a result, the prediction ability for the heat transfer was improved from 22% root-mean-square error (RMSE) of the previous model [1] to 12% RMSE. In the film-boiling model, it is assumed that the capillary pressure changes with applied heat flux based on the previous observation, unlike the assumption of constant capillary pressure of the previous model [7]. As a result, the prediction on the wall superheat from the previous model showed the maximum error of 15°C compared to the WALT experiment [6], while one from the suggested film-boiling model showed errors within about 3°C. In addition, we also suggested the model for the onset of transition to the film-boiling regime. In the suggested model, it is assumed that the transition begins when the void fraction in the thermal boundary layer reaches the critical value, which is found to be 0.55. As a result, the heat flux for the onset of the transition was able to be predicted within 18% RMSE comparing to the existing experiment [6]. Now, through the models suggested for the CRUD, the heat removal capability of the CRUD can be predicted for all heat transfer regimes found in the normal operating condition of PWR. In addition, analysis on the issue of CRUD Induced Power Shift (CIPS) was able to be conducted coupling the current models to the transport equations for the chemicals in the coolant. In the second part of this study, the similar model proposed in the first part was applied to quenching analysis in the debris bed and the crust of the molten corium during severe accidents. Unlike the existing models based on the assumption that the quenching rate is limited due to the counter current flow limit (CCFL) phenomenon [8, 9], the current model is based on three different main features: (i) the separation of the fluid paths, (ii) the hydraulic limit of quenching rate caused by the limitation in the capillary and the buoyancy forces, and (iii) the thermal limit of quenching rate caused by the high temperature of the debris bed. As a result, the current model well predicted the decreasing trend of heat flux with increasing bed temperature. Also, the RMSE of the current model was 15%, which was greatly improved from 38% of the existing model [8, 9]. In order to develop the quenching model for the fractured crust, the morphology of the fractured crust first was determined by two short-term thermal-stress based criteria: a tensile-strength criterion and a toughness criterion for the fracture while all the previous models utilized the long-term creep criterion developed by Epstein [10, 11]. When the current model was used to estimate the heat removal rate during the quenching of the fractured crust, it showed 26% of RMSE for data [11], which was improved from 39% RMSE of the existing model [11] based on the CCFL concept to estimate the quenching rate.
경수로 내 존재하는 다공성 매질들은 핵연료의 열 제거 능력에 영향을 준다. 본 학위논문에서는 이를 예측하는 모델들을 제시하고 검증하였다. 우선, 정상운영 조건의 다공성 매질인 크러드에 대한 모델을 제시하였다. 특히, 크러드의 구조적 특성으로 액체와 기체의 유동경로가 분리되는 현상을 고려하였다. 우선, 크러드가 액체포화, 윅비등, 막비등의 열전달 레짐을 가질 수 있음을 보였다. 윅비등 모델에서는 증기굴뚝 벽면에서의 증발을 가정한 기존 모델과 달리[1-5], 기존 관찰을 토대로 핵연료봉 표면 위 핵비등을 통해 열을 제거한다고 가정하였다. 이를 통해 열전달에 대한 기존 실험 [6] 에 대한 예측성능을 기존 모델[1]의 22% 평균제곱근오차(이하 RMSE)로부터 12% RMSE로 개선했다. 막비등 모델의 경우, 일정한 모세관 압력을 가정한 기존 모델[7]과 달리, 기존 관찰을 토대로 모세관 압력이 열속에 따라 변화한다고 가정했다. 이를 통해, 기존 모델의 예측값이 실험[6] 대비 최대 15도의 온도 차를 보인 반면, 제시된 막비등 모델은 약 3도 이내로 온도 차로 예측하였다. 또한, 막비등으로의 천이 시작점에 대한 모델을 제시하였다. 제시된 모델에서는 열경계층 내 기공도가 0.55로 정해진 임계기공도 값에 도달하면 천이가 시작된다고 가정하였으며, 이를 통해 실험[6]대비 18% RMSE 내에서 천이시작점을 예측할 수 있었다. 위 모델들을 통해 모든 열전달 레짐에 대해 크러드가 핵연료봉 열제거 능력에 미치는 영향을 예측할 수 있게 되었다. 또한, 이를 냉각수의 화학물질 수송식과 연계하여 크러드 관련 현안인 출력분포 이상문제에 대한 분석도 수행할 수 있었다. 다음으로, 이 논문은 앞에서 제안된 모델과 주요 가정 및 모델을 중대사고 시 노심용융물 파편층 및 각질층의 냉각현상 분석에도 활용하였다. 기존 모델이 역류제한현상으로 인해 냉각속도가 제한된다고 한 데 반해, 본 논문의 모델은 유체 간 이동경로 분리, 모세관 압력 및 부력으로 인한 액체 유입의 수력학적 제한, 그리고 파편층 온도로 인한 냉각의 열적 제한을 고려하여 냉각속도를 계산하였다. 이를 통해, 제시된 모델은 파편층 온도 증가에 따른 열속의 감소 경향을 잘 예측할 수 있었다. 또한, 기존 모델[8, 9]의 38%RMSE 대비 크게 개선된 15%의 RMSE를 보였다. 마지막으로, 노심용융물의 각질층 냉각에 대해 모델을 제시했다. 먼저, 각질층의 파쇄는 기존에 제시된 바와 같이 장시간 동안의 크리프 현상으로 발생하는 것이 아니라 [10, 11], 순간적인 열수축에 의한 응력 및 에너지가 인장강도 및 인성을 넘어설 때 일어난다고 보았다. 그 후, 파편층 냉각모델을 활용하여 각질층 냉각 시 열 제거량을 예측하였다. 이를 통해, 각질층의 냉각속도가 역류제한에 의해 제한된다고 보았던 기존 모델이 약 39%의 RMSE를 보이는 반면[11], 제시된 모델은 26%의 RMSE로 향상된 예측성능을 보였다.
