In order to characterize the debris dispersal fraction from a reactor cavity during postulated high pressure melt ejection (HPME) accident in Nuclear Power Plants, a number of low temperature simulant experiments employing mocks-up of reactor cavities of Kori-1 and YoungGwang 3&4 Nuclear Power Plants have been performed. The parameters which have examined and show the main effect on the debris dispersal in the experiments are breach area of the reactor vessel, primary system pressure, material properties of blowdown gas and melt, and cavity configuration.
Using non-dimensional numbers which are known to govern the debris dispersal process in the reactor cavity from the scaling analysis, the experimental data have been analyzed. However, due to the dependency of the debris dispersal process on the cavity geometry, the experimental data from a specific cavity geometry show a limitation for their application to different cavity configurations.
To predict the debris dispersal fraction for different types of cavity geometry, a new correlation has been developed, which includes geometric parameters explicitly. It is found that important parameters in the debris dispersal process from the cavity are the available entrainment time as well as the particle flight time. For validation of the proposed correlation, a series of experiments varying geometric factors of the cavity flow area and the cavity exit height have been carried out in two scaled-down HPME facilities. The experimental results show good agreement with the predictions by the developed correlation. As a major geometric parameter of the reactor cavity, when the cavity flow area increases, the debris dispersed fraction decreases due to the decrease of the effective entrainment period and droplet velocity. Along with the increase of the cavity exit height, the debris dispersed fraction also decreases.
원자로 발전소의 가상 사고중의 하나인 소형 냉각재 파열사고 또는 전원상실사고와 같은 고압사고 경위시 노심 손상에 의해 원자로 용기 파손이 일어나는 경우 용기 하부의 노심 용융물이 고압으로 원자로 캐비티(Cavity)를 통해 격납용기 대기로 급격히 방출하게 되며 이때 노심용융물은 작은 입자화되어 격납용기 대기와 열전달에 의해 격납용기 압력 및 온도를 급격히 상승시키게 된다. 이와 같은 현상을 격납용기 직접가열 현상 (Direct Containment Heating: DCH)이라 하며, DCH를 유발하는 현상 초기의 압력용기의 파손에 따른 용융물의 유동현상을 용융물의 고압분출현상(High Pressure Melt Ejection: HPME)이라 한다. DCH가 격납용기 건전성에 미치는 영향은 원자로용기 파손시 용융물의 분사량, 캐비티를 통한 용융물의 방출, 격납용기내 열전달 및 용융물 입자의 Deposition 등 다양한 현상들에 의해 지배되며 주요 단계별로 관련현상에 대한 많은 연구들이 이루어져 왔다.
대표적인 연구로는 미국의 국립연구소들의 SPIT, HIPS, SURTSEY의 DCH실험 및 CWTI 실험 등을 들 수 있으며 최근에는 이들 실험결과들을 토대로 Sandia National Laboratory에서는 SURTSEY 시설을 이용한 Integral Effect Test (IET)가 진행 되고 있다. 이들 실험 이외에도 실험실에서 관련현상 규명을 위한 소형 개별효과 실험들이 이루어졌다. 그러나 일반적으로 이들 실험들은 실제 캐비티의 축소 모형 및 상사용융물을 이용함으로써 주요 실험 결과들을 실제 발전소 사고 경우에 적용하는 데는 한계점이 크다. 따라서 해석 모델의 개발과 아울러 실험의 Scaling Effect 영향을 규명하기 위하여 미국 NRC의 경우 SASM(Severe Accident Scaling Methodology) 위원회를 구성하여 이에 대한 집중적인 연구가 이루어진바 있다. 최근에는 이들 실험 및 해석 결과를 토대로 실제 원전의 격납용기 직접가열 쟁점을 종결시키기 위한 일련의 노력이 진행중이다.
DCH 현상중 특히 캐비티내로 용융물의 분출이 이루어지는 초기 과정의 고압분출 현상은 격납용기 대기로 방출되는 노심용융물의 량을 결정하게 되므로 원전의 DCH 영향을 평가하는 데 매우 중요한 역할을 하게 된다. 따라서 가동중인 원전의 DCH 영향을 평가하는 데는 사고조건 및 캐비티 특성에 따라 격납용기 대기로 방출되는 노심용융물의 양을 정량화하는 것이 필요하며 이를 위한 가동중 원전의 몇가지 캐비티 모형에 대한 실험이 이루어진 바 있다. 아울러 차세대 원자로와 같은 새로운 원자로 건설의 경우 중대사고 방지 완화 차원에서 캐비티의 설계 개선을 위하여 용융물의 고압 분출현상을 고려할 필요가 있다.
본 연구에서는 용융물의 고압분출시 캐비티 모형의 기하학적 인자가 용융물의 방출 분율에 미치는 영향을 규명하여 원전의 DCH 영향 평가에 필요한 방출분율을 결정하며 차후 신형 원전 설계와 관련하여 중대사고시 DCH 영향을 최소화하는 캐비티 모형을 선정하는데 필요한 자료를 제공하는 것을 연구의 목표로 두고 있다. 이를 위하여 고리 1 호기와 영광 3,4호기를 기준으로 캐비티 모형 및 일차계통체적을 1/20과 1/30 선형비(linear scale)로 축소한 실험 루프를 제작하여 실험을 수행하였다. 이들 원전의 캐비티 모형에 대한 실험 결과를 토대로 무차원 방출분율 인자 및 상관식의 개발이 이루어졌으며 이를 검증하기 위한 캐비티의 기하학적 인자의 영향 실험이 추가로 이루어졌다.
실험의 주요인자로 상사기체, 파손면적, 캐비티의 출구 면적, 캐비티의 모형(고리 1호기와 영광 3,4호기), 축소모형비(1/20과 1/30 선형비)를 변화시켜가며 압력 변화에 따른 상사 용융물의 방출분율을 측정하였으며, 고속카메라를 이용하여 캐비티내 유동현상을 관찰하였다. 상사기체의 밀도를 증가시킨 경우와 파손면적을 크게 한 경우 상사용융물의 방출이 증가함을 알 수 있었으며, 캐비티 출구면적의 영향은 크게 나타나지 않았다. 캐비티 모형에 따른 방출분율의 영향은 캐비티내 유로 면적 및 출구의 높이가 높은 영광 3&4 호기 모형이 고리 1호기 모형에 비해 방출량이 현저히 감소하였다.
실험 결과의 분석을 위하여 BNL의 무차원수를 이용한 결과 분석이 이루어졌으며 기존 실험결과들을 토대로 개발된 방출분율 상관식을 이용하여 실험결과를 비교하였다. 기존 방출분율 상관식과 실험결과의 비교결과 서로 다른 캐비티 모형에 대한 상관식의 적용은 캐비티의 기하학적 인자들의 기존 상관식에 반영되어 있지 않음으로 해서 상당한 차이점을 나타냈다. 따라서 본 실험결과를 토대로 서로 다른 캐비티 모형에도 적용할 수 있는 상관식을 개발하였다. 실험의 관찰결과 및 무차원수를 이용한 분석결과, 용융물의 액적이탈 (drop entrainment)과 상사기체의 분출시간 (blowdown time)이 용융물의 분출에 주로 작용함을 알 수 있었다.
따라서 isentropic gas expansion 식을 이용한 상사개스의 분출시간과 IshiiGrolmes의 액적이탈 상관식을 조합한 effective time, te를 정의하였으며, 캐비티의 기하학적 인자를 반영한 입자의 비행시간을 정의하여 용융물의 방출분율 함수로 두시간 변수를 조합한 무차원 시간 함수 $t^*$를 개발하였다. $t^*$를 이용한 실험결과의 해석결과 캐비티 모형, 상사기체, 상사용융물, 파손크기 등 실험인자의 변화를 잘 대변 하였다. $t^*$의 기하학적 인자의 영향을 검증하기 위하여 영광 3&4호기 캐비티 모형을 간소화하여 캐비티 출구의 높이와 면적을 변화시키며 실험한 결과, $t^*$ 를 이용한 방출분율 예측값과 잘 일치함을 알 수 있었다.
본 연구의 용융물 방출분율 인자, $t^*$는 서로 다른 캐비티 모형에 대해 적용이 가능하므로 기존 중대사고 해석코드 개선에 반영할 계획이다. 아울러, 실험결과 및 상관식을 통하여 기하학적 인자의 정량적인 영향 평가가 가능하므로 국내의 차세대원전 등 후속기 캐비티 설계에 기여할 수 있다.
