Abstract
The domestic innovative power reactor named iPOWER will employ the passive molten corium cooling system(PMCCS) to cool down and stabilize the core melt in the severe accident. The final design concept of the PMCCS is yet to be determined, but the in-vessel retention through external reactor vessel cooling has been also considered as a viable strategy to cope with the severe accident. In this study, the two-phase natural circulation flow established between the reactor vessel and the insulation was simulated using a thermal-hydraulic system code, MARS-KS. The flow path of cooling water was modeled with one-dimensional nodes, and the boundary condition of the heat load from the molten core was defined to estimate the naturally-driven flow rate. The evolution of major thermal-hydraulic parameters were also evaluated, including the temperature and the level of cooling water, the void fraction around the lower head of the reactor vessel, and the heat transfer mode on its external surface.
국내에서 개발 중인 차세대 혁신형 안전경수로인 iPOWER는 피동용융노심냉각계통의 도입을 통해 중대사고시 노심용융물을 원자로 하부에서 장기간 냉각하고 안정화시키고자 한다. 아직 피동용융노심냉각계통의 최종 설계개념이 확정되기 전이나, 원자로용기 외벽냉각을 통한 노심용융물의 노내 억류 역시 주요 중대사고 대처 전략의 하나로 검토되고 있다. 본 연구에서는 국내에서 개발된 열수력 계통해석코드인 MARS-KS를 이용하여 원자로용기와 단열체 사이에서 형성되는 2상 자연순환 유동을 모의하였다. 냉각수의 유로를 일차원으로 모델링하고, 노심용융물의 열부하에 따른 경계조건을 정의하여 자연순환 유량을 계산하였다. 또한 냉각수의 온도 및 수위, 원자로용기 하반구 주변 기포율 및 외벽에서의 열전달모드 등 주요 열수력 변수의 과도거동을 평가하였다.
