• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.17 no.2
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• pp.90-100
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• 2021

Molten corium-concrete interaction (MCCI) is one of the most important phenomena that can lead to the potential hazard of late containment failure due to basemat penetration during a severe accident. In this study, MCCI analytical models of the CORQUENCH code were prepared through verification calculations of several experiments, which had been performed using concrete types similar to those of the calandria vault floor in CANDU-6 plants. The behaviors of thermal-hydraulic variables related to MCCI phenomena were analyzed under the conditions of dry floor and water flooding during the severe accident stemming from a hypothetic station blackout. Uncertainty analyses on the ablation depth were also carried out. It was estimated that the concrete ablation was not interrupted due to the continuous MCCI process under the dry condition but was terminated within 24 hours under the water flooding condition. It was confirmed that the water flooding as a mitigating action was effective to achieve the quenching and thermal stabilization of the melt discharged from the calandria vessel, showing that the present models are capable of reasonably simulating MCCI phenomena in CANDU-6 plants. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy during the late-phase severe accidents.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 2008.03b
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• pp.268-271
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• 2008

If a reactor vessel is failed to retain a molten corium in a postulated severe accident, the molten corium is released outside the reactor vessel into a reactor cavity. The molten corium would attack the concrete wall and basemat of the reactor cavity, which may lead to inevitable concrete decompositions and possible radiological releases. In the OECD/MCCI project, a series of tests were performed to secure the data for cooling the molten corium spread out at the reactor cavity and for the long-term CCI (Core Concrete Interaction). Also, a MCCI (Molten Core Concrete Interaction) analysis code, CORQUENCH was upgraded at Argonne National Laboratory with embedding the new models developed for the tests. This paper deals with analyses of MCCI at plant scale under the conditions of top flooding using the upgraded CORQUENCH code. The modeling approach is briefly summarized first, followed by presentation of a validation calculation that illustrates the predicative capability of the modeling tool. With this background in place, the model is then used to carry out a parametric set of scoping calculations that define approximate coolability envelopes for the LCS (Limestone Common Sand) concrete that has been evaluated in the OECD/MCCI project.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.784-789
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• 1997

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다 본 연구에서는 국내 원전에서의 MCCI 현상에 대한 실험과 해석결과를 살펴보았다. 실험은 영광원전 3,4호기 원자로 공동구조물의 콘크리트를 대상으로 thermite 20kg을 사용한 것이며 해석은 MELCOR 코드내의 MCCI 상세해석 모듈인 CORCON-MOD3를 이용하였다. 해석에 사용된 콘크리트의 화학성분과 열물성은 실험을 통하여 측정한 값을 사용하였으며 해석결과는 실험 결과와 비교하였다. 또한 GORCON 코드에서의 MCCI 현상의 해석시 용융물의 초기온도, 용융물의 질량, 콘크리트의 종류에 따른 예측결과들을 비교하였다. MCCI 현상의 해석시 콘크리트의 종류에 따른 가스발생량과 구성성분의 변화가 크게 나타남으로 콘크리트의 화학적 구성성분을 적합하게 입력하여야 한다. 콘크리트로의 종류에 따른 하부로의 열유속은 크게 차이가 없으나 침식율은 크게 차이가 나며 이는 콘크리트의 상변화 잠열의 차이에서 기인한 것이다. CORCON 코드는 실험에 비해 작은 침식율을 예측하고 있으며 콘크리트의 침식율은 용융물의 양에 비해 초기온도의 변화에 더 큰 영향을 받는 것으로 예측하고 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.315-320
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• 1996

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 노심 용융물의 모사체로 고온의 Thermite 20kg을 영광 원자력 발전소 3, 4호기에 사용된 콘크리트 시편에 부어 중대사고시 MCCI 현상을 모사하였다. 실험에서는 국내 콘크리트에서의 침식율, 가스 및 입자 발생률을 측정하였다. 실험에서 측정된 용융물의 최고 온도는 약 2230 $^{\circ}C$이고, 콘크리트 시편으로의 최대 하부 열유속은 초기에 약 1.1~1.3 MW/$m^2$로 나타났으며, 전체적인 콘크리트의 침식 깊이는 약 15mm 그리고 초기의 최대 침식율은 129 cm/hr로 나타났다. 향후에 이 실험 결과를 MELCOR 코드의 MCCI 해석 모듈인 CORCON-MOD3의 해석 결과와 비교할 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.556-561
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• 1995

원자력발전소 중대사고시 격납건물의 건전성을 위협할 수 있는 현상들 중의 하나인 MCCI에 대한 분석을 목적으로 MCCI 관련 실험인 SWISS 및 SURC 실험에 대하여 MELCOR 1.8.2 를 이용하여 계산을 수행하였다. 에어로졸 생성량을 제외한 MCCI 진행과정의 주요 예측대상에 대하여 실험결과와의 비교를 통하여 콘크리트 침식 진행과정 및 침식을, 노심용융물의 온도분포 및 열유속, 반응에 의해 유출되는 각종 가스 생성을, 그리고 노심용융물의 냉각에 따른 각질층 형성 등을 파악하였다. 콘크리트 침식과정 및 노심용융물의 온도 예측은 적절하며 콘크리트 분해에 따른 각종 방출가스는 열수력 조건에 따라 큰 불확실성을 보여주는 것으로 나타났다. 아울러 노심용융물의 냉각에 따른 각질층의 동적 거동해석은 MELCOR 1.8.2의 모델로서는 불가능하였다. 보다 많은 검증계산을 통하여 적절한 해석방법의 도출 및 새로운 모델 제시의 필요성이 있다고 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.54 no.4
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• pp.1508-1515
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• 2022

In the present study, the cavity module of the MELCOR code is used for the simulation of molten corium concrete interaction (MCCI) during the late phase of postulated large break loss of coolant (LB-LOCA) accident in the APR1400 reactor design. Using the molten corium composition data from previous MELCOR Simulation of APR1400 under LB-LOCA accident, the ex-vessel phases of the accident sequences with long-term MCCI are recalculated with stand-alone cavity package of the MELCOR code to investigate the impact of water ingression and melt eruption models which were hitherto absent in MELCOR code. Significant changes in the MCCI behaviors in terms of the heat transfer rates, amount of gases released, and maximum cavity ablation depths are observed and reported in this study. Most especially, the incorporation of these models in the new release of MELCOR code has led to the reduction of the maximum ablation depth in radial and axial directions by ~38% and ~32%, respectively. These impacts are substantial enough to change the conclusions earlier reached by researchers who had used the older versions of the MELCOR code for their studies. and it could also impact the estimated cost of the severe accident mitigation system in the APR1400 reactor.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.32 no.5
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• pp.425-432
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• 2000

It has been an essential part for the safety assessment of nuclear power plants to understand various phenomena associated with the molten core-concrete interaction(MCCI) under severe accidents. In this study, the severe accident analysis code MELCOR was used to simulate the MCCI experiments such as SWISS and SURC test series which had been performed in Sandia National Laboratories(SNL). The calculation results were compared with corresponding experimental data such as melt temperature, concrete ablation distance, gas generation rate, and aerosol release rate. Good agreements were observed between MELCOR calculation and experimental data. The melt pool was sustained within the range of high temperature and the concrete ablation occurred continuously. The gas generation and aerosol release were under the influence of melt temperature and overlying water pool, respectively.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.461-466
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• 1996

원전에서 가상적인 중대사고 발생시 격납용기 하부 캐비티에서 고온의 노심용융물과 콘크리트와의 반응시 생성되는 기체의 종류 및 양, 콘크리트 침식율 및 주변 열전달 특성은 중대사고 연구의 쟁점으로 이에 대한 많은 연구가 수행되고 있다. 본 연구에서는 용융 유사물로 고온의 금속 용융물(SS304) 및 Thermite (Fe＋A1$_2$O$_3$)를 영광 3,4호기 원전에 사용한 콘크리트 시편에 부어 침식율, 생성가스 종류 및 주변 열전달 계수를 측정하였고 후에 MELCOR 로드내 MCCI 해석 부분인 CORCON MOD-3 코드와 비교할 계획이다. 본 논문에서는 MCCI scoping test의 실험 장치, 실험 방법 및 곁과를 소개하였다. 약 1$600^{\circ}C$ 의 SUS 304 용융물(10kg)은 충분치 않은 melt superheat와 용융물 이송과정시 열손실로 인해 침식이 거의 일어나지 않았으나, Thermite 실험에서는 측면 및 하부 방향으로 최대 2.7cm/min 의 침식율을 보였으며 하부방향으로의 최대 열유속은 약 3.1MW/$m^2$로 나타났다. 본 연구의 결과 및 실험 기술은 차세대 원전의 중대사고 완화를 위한 원자로 캐비티 설계 실증실험에 응용될 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.778-783
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• 1997

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 국내 영광원전 3, 4호기에 사용된 공동구조물 콘크리트와 고온용융물간의 반응특성을 실험적으로 살펴보았다. 실험은 유도가열로를 이용한 1차원 장기침식을 모사하기 위한 MEK-S1 실험이다. 실험에서는 유도로의 전원부족으로 용융풀을 형성하지 못하여 장기침식에는 실패하였다. 하지만 약 150$0^{\circ}C$의 고온 SUS 304에 의한 콘크리트의 침식을 확인할 수 있었다. 실험후 분해한 콘크리트 반응시편의 단면은 침식으로 인해 매우 불규칙한 모양을 나타내었으며, 최대침식 깊이는 24mm로 나타났다. 실험중에 발생한 가스의 성분분석 결과에서 H$_2$, $CO_2$, CO 및 $O_2$, $N_2$등의 가스가 발생된 것을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.194.1-194
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• 2002