Assessment of MARS Multi-dimensional Two-phase Turbulent Flow Models for the Nuclear System Analysis

발전소 계통해석을 위한 MARS 코드의 다차원 이상 난류 유동 모델 검증계산

  • Published : 2006.02.01

Abstract

The multi-dimensional two-phase flow models were developed for analyze the multi-dimensional behaviors or nuclear systems. To verify the simple turbulence model, The single phase mixing problem in a rectangular slab was calculated and compared with the commercial CFD code results. That result shows a good agreement with the CFD result. And the RPI Air-water experiments were simulated to assess the two-phase turbulence model in the multi-dimensional component. The first calculated distribution or void-fraction is highly dispersed and diffusive. It was revealed that the main reason is undesirable stratification force in a horizontal stratified flow regimes. Therefore the horizontally stratified flow regime is deleted because the stratified flow regime is not expected in multi-dimensional flow. With the modification of the flow regime, the predicted flow patterns and void fraction profiles are in good agreement with the measured data.

원자력발전소의 다차원 이상 유동 현상을 적절히 모사하기 위해 일차원 계통해석 코드에 삼차원 유동모델을 적용하였다. 그 중 다차원모델에 새롭게 적용된 이상 난류모델을 검증하기 위해 사각 slab 내부의 단상유동을 계산하여 상용 CFD 코드의 계산결과와 비교하였다. 그 결과 단상유동의 경우 난류 모델의 계산이 적절히 수행됨을 알 수 있었다. 또한 다차원 이상 유동 계산을 검증하기 위해서 RPI에서 수행된 물-공기 다차원 실험의 기포율 분포를 비교하였다. 그 결과 다차원 모델의 이상 유동 계산을 위해서는 일차원 기반의 유동양상 맵 중 수평 분리 유동양상이 제거되어야 함을 알 수 있었다. 이와 같이 유동양상 맵을 수정하여 모사한 계산결과가 실험에서 측정된 기포율의 경향을 잘 따르는 것으로 계산되었다.

Keywords

References

  1. Kelly, J.M. 'TRAC-M Code Consolidation and Development', Fall 2002 CAMP Meeting, Alexandria, Virginia Sponsored by USNRC, Oct. 31, 2002
  2. RELAP5-3D Development Team, 'RELAP5-3D Code Manuals, Volumes I, II, IV, and V', Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, INEELEXT-98-00834, Revision 1.1b, 1999
  3. Bestion, D., 'The physical closure laws in the CATHARE code', Nuclear Engineering and Design, 1990, 124, 229-245 https://doi.org/10.1016/0029-5493(90)90294-8
  4. Teschendorff, V.; Augstregesilo, H.; Lerchl, G. Methodology, Status and Plans for Development and Assessment of the Code ATHLET, GRS, OECD/CSNI Workshop on Transient Thermal-Hydraulic & Neutronic Codes Requirements, 5-8 Nov., 1996
  5. 이원재 외. '원자력 열수력 실증실험 및 평가기술개발/최적열수력계통분석코드 개발', KAERI/RR-2235/ 2001, 한국원자력연구소, 2002
  6. Thurgood, M.J.; Kelly, J.M.; Guidotti, T.E.; Kohrt, R.J.; Crowell, K.R. 'COBRA/TRAC A Thermal Hydraulics Code for Transient Analysis of Nuclear Reactor Vessels and Primary Coolant Systems', NUREG/CR-3046, 1983
  7. 정법동 배성원 이영진. 열수력 계통분석코드 MARS의 다차원 컴포넌트, MULTID의 개발, 2003 한국원자력학회 추계 학술 발표회, 2003
  8. Bukhari, K.M.; Lahey, Jr. R.T. The Measurement of Countercurrent Phase Separation and Distribution in a Two-Dimensional Test Section, NUREG/CR-3577, Jan, 1984
  9. Hotta, A.; et al. 'Three dimensional evaluation of two-phase flow in BWR fuel bundles based on compressible two fluid-one pressure and k-e turbulence models', Ann. Nucl. Energy, 1998, 25(7), 437-463 https://doi.org/10.1016/S0306-4549(97)00025-X
  10. Stewart, C.W.; et al. Improvements to the COBRATF(EPRI) Computer Code for Steam Generator Analysis, NP-1509, 1980
  11. Versteeg, H.K.; Malalasekera, W. An introduction to computational fluid dynamics - the finite volume method, Longman Group Ltd, p.66, 1995
  12. FULENT6.0 User's Guide. FLUENT Inc, 2001