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학술대회자료
저자정보
김종태 (한국원자력연구원) 김상백 김희동 정재식 (한국전력기술)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회 학술대회논문집 한국전산유체공학회 2009년도 추계학술대회 논문집
발행연도
2009.11
수록면
121 - 128 (8page)

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During a hypothetical high-pressure accident in a nuclear power plant (NPP), molten corium can be ejected through a breach of a reactor pressure vessel (RPV) and dispersed by a following jet of a high-pressure steam in the RPV The dispersed corium is fragmented into smaller droplets in a reactor cavity of the NPP by the steam jet and released into other compartments of the NPP by a overpressure in the cavity. The fragments of the corium transfer thermal energy to the ambient air in the containment or interact chemically with steam and generate hydrogen which may be burnt in the containment. The thermal loads from the ejected molten corium on the containment which is called direct containment heating (DCH) can threaten the integrity of the containment. DCH in a NPP containment is related to many physical phenomena such as multi-phase hydrodynamics, thermodynamics and chemical process. In the evaluation of the DCH load, the melt dispersion rates depending on the RPV pressure are the most important parameter. Mostly, DCH was evaluated by using lumped-analysis codes with some correlations obtained from experiments for the dispersion rates. In this study, MC3D code was used 10 evaluate the dispersion rates in the APR1400 NPP during the high-pressure accidents, MC3D is a two-phase analysis code based on Eulerian four-fields for melt jet, melt droplets, gas and water. The dispersion rates of the corium melt depending on the RPV pressure were obtained from the MC3D analyses and the values specific to the APR1400 cavity geometry were compared to a currently available correlation.
#용융물 고압분출(High-pressure Melt Ejection, HPME) #원자로건물 직접가열(Direct Containment Heating, DCH) #이상유동(Two-phase Flow) #이산율(Dispersion rate) #오일러 해석방법(Eulerian Method)

목차

1. 서론
2. 수치 해법
3. 영광3&4 호기에 대한 DCH 실험 해석
4. APR1400에 대한 DCH 현상 해석
5. 결론
참고문헌

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