새로운 응축열전달계수 상관식이 적용된 MARS-KS를 활용한 원자로건물 피동냉각계통 열제거 성능의 수치적 연구

Abstract

피동원자로건물냉각계통(PCCS)은 사고 발생 시 원자로건물로 방출된 열을 제거하여 원전의 건전성을 보장하기위해 설계되었다. PCCS의 열제거 성능은 증기-공기 혼합물의 응축열전달에 의해 결정된다. 본 연구에서는 응축열전달계수의 예측 정확도를 향상시키기 위해 새로운 상관식을 이식한 MARS-KS 코드를 사용하여 PCCS의 열제거성능을 평가하였다. MARS-KS 코드에 사용된 새로운 상관식은 압력, 벽면과냉도, 비응축성 기체 질량분율 및응축튜브의 종횡비와 같은 열전달계수에 영향을 미치는 변수들을 이용하여 개발하였고, 이는 MARS-KS코드의기본 응축 모델인 Colburn-Hougen 모델을 대체하여 적용되었다. 대형파단 냉각재상실사고 발생 시 PCCS의 운전에 따른 다양한 열수력학적 변수들을 분석하였고, 열제거 성능 평가를 위해 새로운 상관식이 적용된 MARS-KS코드의 원자로건물 압력거동 계산결과와 기존의 응축모델을 이용한 해석결과를 비교하였다.

The passive containment cooling system (PCCS) has been designed to remove the released decayheat during the accident by means of the condensation heat transfer phenomenon to guarantee the safetyof the nuclear power plant. The heat removal performance of the PCCS is mainly governed by the condensationheat transfer of the steam-air mixture. In this study, the heat removal performance of the PCCSwas evaluated by using the MARS-KS code with a new empirical correlation for steam condensation inthe presence of a noncondensable gas. A new empirical correlation implemented into the MARS-KS codewas developed as a function of parameters that affect the condensation heat transfer coefficient, such asthe pressure, the wall subcooling, the noncondensable gas mass fraction and the aspect ratio of the condensertube. The empirical correlation was applied to the MARS-KS code to replace the default Colburn-Hougenmodel. The various thermal-hydraulic parameters during the operation of the PCCS follonwing a large-breakloss-of-coolant-accident were analyzed. The transient pressure behavior inside the containment from theMARS-KS with the empirical correlation was compared with calculated with the Colburn-Hougen model.