In this thesis, studies on corium-to-vessel gap formation, water penetration into the gap, and tool development of gap cooling heat transfer were performed. Based on these studies, transient in-vessel corium coolability and heat load of the vessel were analyzed considering water penetration into the gap and particulate/cracks of fractured crust.
Firstly, this study proposed the initial gap formation mechanism based on the Inverse-Leidenfrost effect. Applying lubrication theory with the vapor formation produced in the gap, we proposed two gap-formation models considering the pressure field of the vapor flow under the conditions of the flat and spherical gaps: flat gap model and spherical gap model. With the initial gap formation model, we included the effects of thermal deformation and thermal fracture of the crust for estimating transient gap thickness. It turns out that the current gap formation model much better predicted the experimental gap size data.
Secondly, the water penetration rate into the gap is limited by the flooding phenomenon. We proposed four key ideas for the classification and the modeling of flooding in a narrow channel; characteristic length of a narrow channel instead of the equivalent-hydraulic diameter, the concept of a unit-cell, the separated direction of two-phase flow in a narrow channel, and the concept of hyperbolicity breaking/singular points in the 1D two-fluid model. We classified 330 flooding data into two categories depending on the entrance and exit geometry. The RMSEs of the current models for narrow rectangular and narrow large-diameter annuli were 38.25% and 31.10%, respectively. It turned out that the proposed model can apply to various narrow channel-types: a rectangular, an annular, and an annulus with a large diameter.
Thirdly, a tool, COCOA-GAP (COre COolability Analysis tool in the GAP) for gap cooling analysis was developed for predicting the thermal behavior of four media (melt, crust, gap, and vessel). We derived a 1D analytic solution for the thermal behavior of the crust layer considering solidification, decay heat, and convective boundary condition. Moreover, we solved the 1D/2D heat conduction of the spherical vessel with the three-regime quenching model: wetted, precursory, and dried regimes. The water front location is identified when the temperature of the wetting front location just reaches the Leidenfrost temperature. In the case in which the penetrating water limited by CCFL may not be completely evaporated, we assumed that water overflowing beyond the wetting front is allowed and the precursory region exists until the overflowing water is completely evaporated. Upstream of the water front, the radiation, and convective heat are transferred from the crust outer surface to the water film flowing down the inner surface of the vessel, while downstream of the water front, the heat is transferred from the crust outer surface to the inner surface of the vessel as well as the overflowing water.
Through the extensive validation against the gap cooling experiments with the large-scaled melt mass to 360kg (LMP200 experiments) as well as the small-scaled melt mass of 30, 50 kg of melt (LAVA and ALPHA experiments), we introduced the correction factors which account for the uncertainties of the degree of local contacts between the melt and reactor vessel and the effect of the solidified debris penetration in the gap on CCFL. It turned out that these correction factors were consistently used for the reactor-scale gap cooling analysis.
The COCOA-GAP tool was further extended through integrating with tools of the fuel-coolant interaction analysis and water penetration into particulate debris bed. With the unified tool, in-vessel corium coolability of 19 tons corium-TMI-2 reactor vessel was analyzed. As a result, we successfully simulated the gap cooling and 1400K of a hot spot and showed the integrity of the vessel under the TMI-2 accident conditions. Based on the TMI-2 calculation, we quantitatively identified the considerable amount of heat removal by the water penetration while the existing in-vessel corium cooling analysis tools do not consider the water penetration into the gap and the thermally-fractured top crust. It was shown that the heat removal from the upper and lower crust was increased by 2.2 and 1.3 times than the ones predicted with the assumption of no water penetration, respectively. Although the heat removal rate from the bottom crust is less than the one of the top crust, we confirmed that the water penetration into the gap played an essential role in maintaining the thermal integrity of the reactor vessel. Moreover, at the given decay heat level, we proposed the safety limits for maximum corium mass at which the peak temperature of the reactor vessel does not reach its melting point.
본 학위 논문에서는 코륨-원자로용기 간극 형성, 간극 물 침투량, 간극 냉각 열전달 계산 툴 개발을 수행하였다. 이를 바탕으로, 간극 및 입자/크러스트-파손균열 데브리층 물 침투 현상을 고려한 비정상상태의 노내 코륨 냉각성 및 원자로용기 열부하를 해석하였다.
먼저, 본 연구에서는 역 라이덴-프로스트 현상을 기반으로 간극 형성 메커니즘을 설명하였다. 간극 내 생성된 증기 유동에 윤활이론을 적용하여 평판 및 구형 간극 내 증기 유동 압력장을 고려한 두 가지 간극 형성 모델을 제시하였다. 초기 간극 형성 모델에, 크러스트층의 열변형 및 열파손을 모델링하여 비정상 상태의 간극 크기를 추정하도록 발전시켰다.
두 번째로, 플러딩 현상에 의해 제한받는 간극 물 침투량의 추정이다. 데이터 분류와 모델링을 위하여 mm 간극 채널의 이상유동에 관한 네 가지 아이디어를 제안하였다(특성 길이, unit-cell 개념, 액체/기체 유동의 분리 방향, 이류 모델(two-fluid model)계의 쌍곡선형 파괴 및 특이점). 이를 기반으로, 330개의 mm 간극 채널 플러딩 데이터를 두 종류로 분류하였다. 개발된 모델은 직사각 및 환형 채널 데이터에 대해 각각 RMSE 38.25%, 31.10%의 예측 성능을 보였다. 본 연구에서 제안된 모델은 다양한 모양(직사각 및 환형 채널)의 mm 간격 채널에 적용할 수 있다.
세 번째로, 4가지 영역(용융물, 크러스트, 간극, 원자로용기)의 열거동을 예측하기 위한 간극 냉각 해석 툴, COCOA-GAP (Core COolability Analysis tool in the GAP)이 개발되었다. 이를 위해 응고, 붕괴열, 대류 경계 조건이 고려된 크러스트 열거동에 관한 1차원 해석적 해를 유도하였다. 이에 더해, 구형 원자로 용기의 1/2차원 열전도와 세 영역 급냉 모델(wetted, precursory, and dried regime)을 계산하였다. 급냉 프론트의 진행은 라이덴 프로스트 온도에 의해 제한받도록 모델링 하였다. CCFL에 의해 결정된 물 침투량이 젖음 영역까지 충분히 증발되지 않은 경우, 침투 냉각수가 완전 증발 되는 precursory 영역을 허용하였다. 젖음 영역은 복사 및 증기 막비등 열전달이 크러스트 외부 표면으로부터 침투냉각수로 전달되고, 건조 영역은 복사 및 증기 전도 열전달이 크러스트 외부 표면으로부터 원자로 용기로 전달되도록 모델링하였다.
기존 연구로부터 검증 영역을 30, 50kg 용융물 실험에서 360kg의 용융물 실험으로 확장을 통해, 용융물과 원자로용기의 부분 접촉 및 파편 입자의 간극 침투에 의한 불확실성을 고려한 수정 계수를 도입하였다. 동일한 수정계수를 원자로 스케일 해석에도 적용가능함을 확인하였다.
COCOA-GAP을 용융연로-냉각수 반응 해석 및 입자 파편층 물 침투 계산 툴과 통합하였다. 통합된 툴을 사용하여, TMI-2 사고 조건의 노내 코륨 냉각성이 해석되었다. 그 결과 간극 냉각과 1400K의 핫스팟을 성공적으로 모사하였고, TMI-2 사고 조건에서 원자로용기가 건전함을 보였다. 이를 기반으로, 기존 노내 코륨 냉각 해석이 고려하지 않는 물침투에 의한 열제거량을 정량적으로 평가하였다. 그 결과, 물 침투를 고려하지 않은 계산보다 상부/하부 지각층에서 각각 2.2배/1.3배의 열 제거량의 증가를 확인하였다. 하부 지각층의 열제거량이 상부 지각층보다 작지만, 간극 물침투가 원자로용기의 열적 건전성을 확보에 필수적임 확인하였다. 더 나아가, 주어진 붕괴열 조건에서, TMI-2 원자로 용기가 용융점에 도달하지 않는 최대 코륨 질량에 대한 안전 제한치를 제시하였다.
