Fuel-coolant interaction (FCI) is a thermal-hydraulic phenomenon under a severe accident, which occurs in a pressurized water reactor with a pre-flooded cavity. In this thesis, we performed experiments for film boiling on a sphere to describe the heat transfer of a fragmented corium particle that determines the dominant heat transfer in this phenomenon. We changed the major parameters such as the temperature of sphere, the liquid velocity, and the degree of subcooling for water in these experiments. Based on the experimental works, we suggested the models for natural convection and forced convection of film boiling on a sphere. For the natural convection film boiling, we improved the conventional correlation by considering the heat loss through the support rod. For the forced convection film boiling, we included the radiation effect for the heat balance at the vapor-liquid interface, which was neglected by the previous researches. With the experimental observations, we found out that the fraction of the wall surface with the thin vapor film depends on the Reynolds number, the wall superheat, and the subcooling condition rather than a constant value. From the two models developed in each regime, we proposed a unified heat transfer model for the film boiling on a sphere including mixed convection regime. The unified model was developed with a physical term (Gr/$Re^2$), which represents the degree of the natural or the forced convection. The unified current model (11.66%) produced more accurate results than the Liu-Thefanous model (21.99%) did in terms of the normalized root mean square deviation. We cooperately developed the transient calculation tool named COCOA (COrium COolability Analysis tool) to apply the developed model for the evaluation of the corium falling stage of FCI in APR1400. In COCOA, we set up the calcaultion procedure for the pressure and energy change induced by the heat transfer from the corium jet and particles during the corium falling stage of FCI. COCOA was validated against large-scale corium experiments and compared with COMETA developed by JRC Ispra. It turns out that COCOA produced better results than COMETA did. We evaluated the results of a hypothetical accident with the design parameters of APR1400 and 20, 100, and 200 tons of the corium. The maximum pressure during the corium falling stage of FCI in the containment was calculated as 2.6 bar, which is far from the design limit (~ 5 bar). When the corium is deposited at the bottom of the reactor cavity, its average temperature is 2126 K for the initially saturated water and 1648 K for the initially subcooled water.
용융연료-냉각재 상호작용은 노심용융물이 원자로 용기에서 누출 시 사전 충수된 원자로 공동 전략을 채택한 가압경수로에서 발생하는 열수력적 현상이다. 본 학위논문은 첫번째로 이 현상에서 주요한 열전달을 결정하는 파쇄된 노심용융입자의 열전달을 모사하기 위해 구 막비등에 대한 실험을 수행하였다. 시편 온도, 속도, 물의 과냉각도를 변화시켜가며 수행된 실험결과를 바탕으로 자연대류, 강제대류 막비등에 관해 각각 열전달 모델을 제시하였다. 자연대류 막비등에 대해서는 지지대로 빠져나가는 열손실을 고려하여 모델의 정확성을 향상시켰다. 강제대류 막비등에 관해서는 기존 연구들에서 무시되었던 증기막 계면에서의 복사열의 효과를 추가적으로 반영했다. 또한 기존 경험적 상수 대신 가시화 관찰을 통해 레이놀즈 수, 과열도, 과냉각도에 따라 변화하는 물리적 계수를 제안하였다. 위에서 기 개발된 두 가지 상관식을 이용하여 혼합대류 막비등 열전달도 계산할 수 있는 통합적인 구 막비등 열전달 상관식을 제안하였다. 통합 막비등 상관식은 막비등 영역이 자연대류 또는 강제대류 영역에 얼마나 가까운지 대표하는 무차원 수 (Gr/$Re^2$)에 근거하여 개발되었다. 본 연구에서 제시된 통합적인 상관식의 평균 제곱근 오차는 11.66%로 기존 상관식의 평균 제곱근 오차 21.99%보다 정확했다. 두번째로 본 연구에서 개발된 열전달 모델을 APR1400의 사고해석에 적용하기 위하여 용융연료-냉각재 상호작용을 모사하는 툴 (COCOA)을 공동 개발하였다. 노심용융물 제트와 입자로부터 열전달, 압력 등을 천이계산하는 알고리즘을 수립해 대형 노심용융물 실험결과를 검증하였다. 압력과 에너지 변화를 평균 제곱근 오차로 검증한 결과 COCOA의 계산이 대형 노심용융물 실험을 수행한 기관이 개발한 코드 (COMETA)의 계산보다 우수했다. 마지막으로 현재 국내 가동원전인 APR1400의 설계변수와 사고조건을 가정하여 사고를 계산하고 그 결과를 해석하였다. 200톤의 코륨이 누출되는 사고의 해석 결과 용융연료-냉각재 상호작용이 일어나는 동안 격납건물의 압력은 최대 2.6 bar에 도달하여 건전성을 유지했다. 원자로 공동 내 물이 포화상태일 때 발생한 사고에서 원자로 공동 바닥에 안착한 코륨의 평균온도는 약 2126 K, 물이 과냉각상태 (~ 50K)일 때 발생한 사고에서는 약 1648 K로 예측되었다.
