원자력 발전소 사용후핵연료와 관련된 연구는 수위변화율, 수온상승률 등 과도상태의 사고해석이 주로 이루어지고 있고, 핵연료의 2상 기포유동 관련 CFD 계산연구는 높은 압력, 유속 및 열유속 조건인 노심 내 조건에서 주로 수행되었다. 또한, 핵연료 이외에 다양한 압력, 유속, 열유속 조건에서 수직 봉다발의 과냉각 조건 2상 기포유동 관련 연구사례들이 있다. 본 연구에서는 기존 연구사례들에서의 압력, 유속, 열유속보다 더 낮은 조건에서 2가지 Case의 과냉 비등 실험 후 실험결과에 대해 전산 상용유체역학(CFD) Code인 STAR CCM+ Ver 13.06을 이용하여 기포변수들을 계산하였다. 저압, 저 열유속 및 저유속 조건은 고리3,4호기 사용후핵연료의 비정상 조건을 고려하여 선정하였다. CFD 계산결과 Case 1에서 Bubble diameter 및 velocity는 실험결과를 잘 예측하였으나, Void fraction과 IAC는 일부 측정지점에서 실험결과와 차이를 보였다. Case 2에서는 Void fraction, IAC, Bubble diameter 및 velocity 모두 실험결과와 유사하게 예측 되었다. 다만, Void fraction 및 IAC는 봉 표면 주변에서의 분표결과가 실험과 차이가 있음을 확인하였다. Case 1,2 결과 모두 출구측 유로 단면의 주요 비등변수들의 평균값이 실험보다 낮게 예측되었다.향후 연구를 통해 저압 및 저유속 조건 과냉 비등 예측능력 향상을 위해 벽면 비등(Wall boiling) 및 Interaction force model에 대한 개선이 필요하며 모델 개선을 통해 실험결과를 더 예측할 수 있으리라 생각한다. 또한, 원자력 발전소의 노심 또는 사용후핵연료 저장조 내 여러 비정상 조건을 가정한 CFD 비등 열전달 연구 시 기초연구로서 의미가 있을 것이라 생각한다.
Studies realated to spent nuclear fuel in nuclear power plants mainly was carried out accidents analysis in transient states such as water level change rate and water temperature rise rate. In addition, there are research cases related to two-phase bubble flow under subcooled conditions of vertical rod bundles for various pressures, flow rates, and heat flux conditions. In this study, the bubble variables are calculated under lower pressure, velocity, heat flux than different studies’s conditions by using STAR-CCM+ Ver. 13.06, a computational commercial fluid dynamics(CFD) code. Nuclear spent fuel pool’s pressure, flow rate and heat fluxes in consideration of the abnormal conditions of Kori nuclear power plant unit 3,4 are selected as initial parameters. As a results of CFD calculation, the bubble diameter and velocity predicted the experimental results well in Case 1, but the void fraction and IAC showed differences from the experimental results at some measurement points. In Case 2, void fraction, IAC, bubble diameter and velocity were all predicted similarly to the experimental results. However, it was confirmed that distribution results of the void fraction and IAC around the rod surface were different from the experimental results. In both cases 1 and 2, the average values of the flow passage section on the exit side were predicted to be lower than those of the experimental results.By future study, wall boiling and interaction force models are needed to improve the ability to predict subcooled boiling under low pressure and flow rate conditions. And then, the experimental results will be predicted well by CFD calculation by improving the models. I think that this study will be meaningful as a basic study for the CFD boiling heat transfer study assuming various abnormal conditions in the core of a nuclear power plant or a spent nuclear fuel pool.