Abstract
In this study, the IAEA Benchmark problems far HTR-10 and HTTR RCCS were assessed in order to assess the applicability of MARS code, a thermal-hydraulic safety analysis code developed for water reactors. The calculated results were compared with those or THERMIX, THANPACST2 code, and available experimental data. The calculated results showed generally good agreements with those obtained by the THERMIX code and THANPACST2 code. Deviations were analyzed to be originated from the simplification of complicated geometry and from the modeling capability of heat transfer characteristics in the HTGR components such as water cooler and air tooler. Especially, it was found that the radiation heat transfer in the reactor cavity played an important role in the after heat removal in the RCCS. Thus, it is concluded that MARS code can be successfully applied to the calculation of the RCCS cooling capability of the HTGR in this study.
경수 및 중수로 원자로계통에 대한 열수력 안전해석을 위해 개발된 MARS 코드가 고온가스로에 적용될 수 있을지 화인하기 위하여 IAEA TECDOC-1163에서 제시된 고온가스로 원자로공동냉각계통에 대한 Benchmark problem을 평가계산 하였다. HTR-10과 HTTR의 MARS 코드 계산결과는 기 보고된 THERMIX 코드와 THANPACST2 코드의 계산결과 그리고 가용한 실험결과와 비교한 바, 최대 오차범위 $4.5\%$ 정도로 전반적으로 일치하는 것으로 나타났다. 오차의 주요 원인은 복잡한 기하학적 구조를 단순하게 모델링한 부분과 MARS 코드에서 모사하기 어려운 냉각기 , 공기냉각기와 같은 고온가스로. Component에서 발생하였다. 경수형 원자로에서는 중요하게 고려하지 않았던 복사열전달이 고온가스로 원자로공동에서는 붕괴열 제거에 중요한 역할을 수행하는 것으로 나타났다. 결론적으로, 본 연구를 종합하여 볼 때 MARS 코드는 고온가스로 원자로공동냉각계통의 냉각능력을 잘 모사하고 있으며 향후 수소생산용 고온가스로 개발에 있어서 안전해석 코드로서의 역할을 충분히 수행할 수 있을 것으로 판단된다.
