이 연구는 가압경수로의 원자로 다운커머내에서 과도냉각시 직접용기주입에 따른 유체혼합현상을 가압열충격의 견지에서 시험모델을 사용하여 조사한 것이다. 시험모델은 ABB-CE System80＋ 원자로 구조에 근거하여 설계되었다. 이 원자로에 대한 가능성 있는 가압열충격 사고로서 콜드레그 소형파단 냉각재 상실사고와 주중기관 판단 사고가 선정되었다. 시험은 두 부분으로 구성되는데 첫째 부분은 원자로 다운커머에서 직접용기 주입수와 기존냉각재간의 유체혼합을 가시화법에 의하여 시험한 것이고, 둘째 부분은 별도의 시험모델에서 직접용기주입에 따른 열적혼합을 시험한 것이다. 가시화 시험에서는 과도적 냉각기간중 직접용기 주입수와 1차 냉각재간의 물리적 상호작용이 밝혀졌다. 열적혼합시험에서는 소형파단 냉각재 상실사고시 직접용기주입에 의한 심한 냉각현상이 다운커머내서 관찰되었다. 측정된 온도곡선은 소형파단 냉각재 상실사고에 대하여 REMIX 로드, 증기관 파단사고에 대하여는 COM-MIX-1B 코드에 의한 계산과 비교되었다.
The objective of this work is to investigate fluid mixing phenomena related to pressurized thermal shock(PTS) in a pressurized water reactor(PWR) vessel downcomer during transient cooldown with direct vessel injection(DVI) using test models. The test model designs were based on ABB Combustion Engineering(C-E) System 80＋ reactor geometry. A cold leg small break loss-of-coolant accident(LOCA) md a main steam line teak were selected as the potential PTS events for the C-E System 80＋. This work consist of two parts. The first part provides the visualization tests of the fluid mixing between DVI fluid and existing coolant in the downcomer region, and the second part is to compare the results of thermal mixing tests with DVI in the other test model. Row visualization tests with DVI have clarified the physical interaction between DVI fluid and primary coolant during transient cooldown. A significant temperature drop was observed in the downcomer during the tests of a small break LOCA Measured transient temperature profiles agree well with the predictions by the REMIX code for a small break LOCA and with the calculations by the COMMIX-1B code for a steam line break event
