In the event of a severe accident with corium meltdown, if heat from the molten corium could not be removed, the failure of the integrity of the reactor vessel may lead to an accident where the corium leaks out of the vessel. If the molten corium discharged to the ex-vessel, the containment building is the only barrier against radioactive materials from leaking into the environment. Therefore, various types of core catchers and flooding strategies have been studied to prevent damage to concrete in containment buildings, and this thesis focused on the fuel-coolant interaction (FCI) in the pre-flooded cavity: coolability of the molten core and steam explosion. If high-temperature corium pours into the pre-flooded cavity, the steam explosion might occur due to its rapid reaction with the coolant, which might cause early containment failure. In order to analyze the conversion ratio of melt thermal energy to vapor mechanical energy during steam explosion, we developed a model based on two thermodynamic processes: thermal equilibrium and constant-volume process during the heating period, and the isentropic and adiabatic volume expansion process of coolant and fuel during the expansion period. The conventional thermodynamic models for the conversion ratio were modified introducing three parameters; fractions of corium and water participating in steam explosion, and the diameter of molten drops after the fine fragmentation process. We developed the model for the estimation of the fraction of water participating in steam explosion considering the contribution of conduction and convection to the heating process during the molten drop-water contact period. By analyzing 62 spontaneous vapor explosion corium experimental data, it was confirmed that spontaneous vapor explosion occurred in some cases only when the corium with UO2: ZrO2 component ratio of 70:30 was ejected into a water tank of 1.2 m or less. Based on these results, assuming that 100% of spontaneous steam explosions occurred under the conditions, the probability of occurrence of spontaneous steam explosions was estimated to be 0.28% for 92,099 randomly sampled cases. Even when 200 tons of the corium is ejected, the maximum energy conversion ratio is calculated to be 0.82%, so the possibility that ex-vessel steam explosion will cause early containment failure is considered negligible. We developed a COrium COolability Analysis tool named COCOA. COCOA is a transient calculation tool for the evaluation of the phenomena from the molten corium release to debris formation through the corium falling stage of FCI producing the transient results of pressure, released energy, average water temperature, fragmented particle size distribution, and particulate debris fraction. The jet breakup length prediction model experimentally optimizes the existing Epstein model to improve the prediction performance by 50% of RMSE to about 24%. The fragmented particle size distribution model was proposed using the critical Weber number criteria and the upper-limit log-normal distribution and validated by FARO and TROI experiments. COCOA was validated against FARO. Comparing to COMETA, which is a 2D severe accident analysis code, COCOA showed better accuracies on the prediction of the particulate debris fraction during the corium falling stage of the FCI phase. COCOA and COMETA predict the particulate debris fraction with 15.89% and 15.95~47.88% (with IKEJET model and with original model) of RMSE, respectively. Since COCOA is a semi-empirical model-based simple 1-D tool, only small computational effort is required for the calculation.
노심용융을 동반한 중대 사고가 발생했을 경우 노심용융물로부터의 열이 제거되지 않아 원자로 가압용기의 건전성 유지에 실패하는 경우 노심용융물이 노외로 누출되는 사고로 이어질 수 있다. 노심용융물 노외 누출 사고가 발생했을 경우 발전소 격납 건물만이 방사성 물질의 환경으로의 누출을 막는 유일한 장벽이 된다. 따라서, 격납 건물의 콘크리트 손상을 막기 위해 다양한 형태의 코어캐쳐에 대한 연구가 수행되었고 본 학위 논문은 원자로 하부 공동의 사전 충수를 통한 노심용유물의 냉각에 대한 해석을 목표로 수행되었다. 사전 충수된 원자로 하부 공동으로 고온의 노심용융물이 누출되는 경우 냉각재와의 급격한 반응으로 인해 증기 폭발이 발생할 수 있으며 이는 초기의 원자로 격납 건물의 손상을 야기할 수 있다. 증기 폭발 발생시 노심용융물의 열에너지의 기계적 에너지로의 전환율 해석을 위하여 증기 폭발의 열역학적 과정의 해석적 모델에 용융물과 냉각재의 반응 참여율, 미세 파편화 이후의 용융물 입자 직경을 도입하여 실험적으로 보완하였다. 62개의 자발적 증기 폭발 실험 결과를 분석하여 자발적 증기 폭발은 70:30의 $UO_2:ZrO_2$ 성분비를 갖는 노심용융물이 1.2m 이하의 수조에 분출되는 경우에만 발생함을 확인하였다. 이 결과를 바탕으로 해당 조건에서의 자발적 증기 폭발이 100% 발생함을 가정했을 때 임의로 선정된 92,099가지의 조건에서 자발적 증기 폭발의 발생 확률은 0.28%로 계산되었다. 원자로 가압 용기의 손상 확률이 약 $10^{-6}$임을 고려했을 경우 원자로 가압 용기의 손상으로 인해 누출된 노심용융물이 자발적 증기 폭발을 일으킬 확률이 약 $10^{-9}$인 것으로 해석된다. 또한, 200톤의 노심용융물이 분출되는 경우에도 최대 에너지 전환율이 0.82%로 계산되어 노심용융물의 노외 누출로 인한 증기 폭발이 초기의 원자로 격납 건물의 손상을 야기할 가능성은 무시할 수 있을 정도로 고려된다. 다음으로 사전 충수된 원자로 공동 전략의 노심용융물 냉각성능 평가를 위해 용융물-냉각재 상호작용 모사 툴 (COCOA)를 공동 개발하였다. 본 연구에서는 용융물-냉각재 상호작용 현상 중 제트 분열 길이, 파편화된 입자 직경 분포, 파편화된 입자 질량, 그리고 질량평균 파편화된 입자의 온도 해석에 대한 모델을 제시하였다. 제트 분열 길이 예측 모델은 기존의 Epstein 모델을 실험적으로 최적화하여 기존 모델의 50%의 RMSE를 약 24%로 예측 성능을 향상 시켰다. 임계 웨버수와 상한 로그 정규 분포를 이용하여 제시된 파편화된 입자 직경 분포 모델은 FARO와 TROI 실험으로 검증되었다. 마지막으로 COCOA 툴을 이용하여 6개의 FARO 실험 조건에서 계산을 수행하였고 파편화된 입자 질량 계산 결과 기존 중대사고 해석 코드 (COMETA)의 47.88%, 15.95% RMSE 대비 개선된 15.89%의 RMSE를 보였다.
