Prediction of Thermal-Hydraulic Phenomena in the LBLOCA Experiment L2-3 Using RELAP5/MOD2

RELAP5/MOD2 코드에 의한 대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3의 열수력 현상 예측

The LOFT LOCE L2-3 was simulated using the RELAP5/MOD2 Cycle 36.04 code to assess its capability in predicting the thermal-hydraulic phenomena in LBLOCA of a PWR. The reactor vessel was simulated with two core channels and split downcomer modeling for a base case calculation using the frozen code. The result of the base calculation showed that the code predicted the hydraulic behavior, and the blowdown thermal response at high power region of the core reasonably and that the code had deficiencies in the critical How model during subcooled-two-phase transition period, in the CHF correlation at high mass flux and in the blowdown rewet criteria. An overprediction of coolant inventory due to the deficiencies yielded the poor prediction of reflood thermal response. Improvement of the code, RELAP5 / MOD2 Cycle 36.04, based on the sensitivity study increased the accuracy of the prediction of the rewet phenomena.

RELAP5/MOD2 Cycle 36.04코드를 이용하여 LOFT대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3를 계산함으로써 코드의 대형냉각재상실사고에 관련된 열수력현상 예측능력을 평가하였다. 기본계산에서 원자로 압력용기는 이중노심유로와 분리강수관 모델로 모사되었다. 기본계산의 결과 계통의 전반적인 수력학적 거동과 감압기간동안 노심 고출력 부위에서의 열적 거동은 비교적 타당하게 예측되었다. 한편 과냉각-이상유동의 천이 기간동안 임계유량모델, 고질량유속에서의 임계열유속 상관식, 감압기간중의 재접수(Blowdown Rewet)의 판정기준등 코드의 모델/상관식의 부분적 결함이 발견되었다. 이 결함들에 의해 냉각재 재고량이 과대 평가되어 재환수기간의 노심의 열적거동 예측의 정확도가 감소되었다. RELAP5/MOD2 Cycle 36.04로 부터 개선된 코드를 사용한 계산 결과 재접수 현상의 예측 정확도를 개선할 수 있었다.