A multi-dimensional component for the thermal-hydraulic system analysis code, MARS, was developed for a more realistic three-dimensional analysis of nuclear systems. A three-dimensional and two-fluid model for a two-phase flow in Cartesian and cylindrical coordinates was employed. The governing equations and physical constitutive relationships were extended from those of a one-dimensional version. The numerical solution method adopted a semi-implicit and finite-difference method based on a staggered-grid mesh and a donor-cell scheme. The relevant length scale was very coarse compared to commercial computational fluid dynamics tools. Thus a simple Prandtl's mixing length turbulence model was applied to interpret the turbulent induced momentum and energy diffusivity. Non drag interfacial forces were not considered as in the general nuclear system codes. Several conceptual cases with analytic solutions were chosen and analyzed to assess the fundamental terms. RPI air-water and UPTF 7 tests were simulated and compared to the experimental data. The simulation results for the RPI air-water two-phase flow experiment showed good agreement with the measured void fraction. The simulation results for the UPTF downcomer test 7 were compared to the experiment data and the results from other multi-dimensional system codes for the ECC delivery flow.
A hyperbolic two-phase, two-fluid equation system developed in the previous work has been implemented in an existing nuclear safety analysis code, MARS. Although the implicit treatment of interfacial pressure force term introduced in momentum equation of the hyperbolic equation system is required to enhance the numerical stability, it is very difficult to implement in the code because it is not possible to maintain the existing numerical solution structure. As an alternative, two-step approach with stabilizer momentum equations has been selected. The results of a linear stability analysis by Von-Neumann method show the equivalent stability improvement with fully-implicit solution method. To illustrate the applicability, the new solution scheme has been implemented into the best-estimate thermal-hydraulic analysis code, MARS. This paper also includes the comparisons of the simulation results for the perturbation propagation and water faucet problems using both two-step method and the original solution scheme.
Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been operating an integral effects test facility, the Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation (ATLAS), according to APR1400 for transient experimental and design basis accident simulation. Moreover, based on the experimental data, the domestic standard problem (DSP) program has been conducted in Korea to validate system codes. Recently, through DSP-05, the performance of the passive auxiliary feedwater system (PAFS) in the event of multiple steam generator tube rupture (MSGTR) has been analyzed. However, some errors exist in the reference input model distributed for DSP-05. Furthermore, the calculation results of the heat loss correlation for the secondary system presented in the technical report of the reference indicate that a large difference is present in heat loss from the target value. Thus, in this study, the reference model is corrected using the geometric information from the design report and drawings of ATLAS. Additionally, a new heat loss correlation is suggested by fitting the results of the heat loss tests. Herein, MSGTR-PAFS accident analysis is performed using MARS-KS 1.5 with the improved model. The steady-state calculation results do not significantly differ from the experimental values, and the overall physical behavior of the transient state is properly predicted. Particularly, the predicted operating time of PAFS is similar to the experimental results obtained by the modified model. Furthermore, the operating time of PAFS varies according to the heat loss of the secondary system, and the sensitivity analysis results for the heat loss of the secondary system are presented.
KSII Transactions on Internet and Information Systems (TIIS)
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v.10
no.1
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pp.79-95
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2016
In order to improve the Quality-of-Service (QoS) of latency sensitive applications in next-generation cellular networks, multi-path is adopted to transmit packet stream in real-time to achieve high-quality video transmission in heterogeneous wireless networks. However, multi-path also introduces two important challenges: out-of-order issue and reordering delay. In this paper, we propose a new architecture based on Software Defined Network (SDN) for flow aggregation and flow splitting, and then design a Multiple Access Radio Scheduling (MARS) scheme based on relative Round-Trip Time (RTT) measurement. The QoS metrics including end-to-end delay, throughput and the packet out-of-order problem at the receiver have been investigated using the extensive simulation experiments. The performance results show that this SDN architecture coupled with the proposed MARS scheme can reduce the end-to-end delay and the reordering delay time caused by packet out-of-order as well as achieve a better throughput than the existing SMOS and Round-Robin algorithms.
Marine reactor systems experience platform movement, and therefore, the system thermal-hydraulic analysis code needs to reflect the motion effect on the fluid to evaluate reactor safety. A moving reactor model for MARS-KS was developed to simulate the hydrodynamic phenomena in the reactor under motion conditions; however, its applicability does not cover the MULTID component used in multidimensional flow analyses. In this study, a moving reactor model is implemented for the MULTID component to address the importance of multidimensional flow effects under dynamic motion. The concept of the volume connection is generalized to facilitate the handling of the junction of MULTID. Further, the accuracy in calculating the pressure head between volumes is enhanced to precisely evaluate the additional body force. Finally, the Coriolis force is modeled in the momentum equations in an acceleration form. The improvements are verified with conceptual problems; the modified model shows good agreement with the analytical solutions and the computational fluid dynamic (CFD) simulation results. Moreover, a simplified gravity-driven injection is simulated, and the model is validated against a ship flooding experiment. Throughout the verifications and validations, the model showed that the modification was well implemented to determine the capability of multidimensional flow analysis under ocean conditions.
Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has operated an integral effect test facility, the Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation (ATLAS), with reference to the APR1400 (Advanced Power Reactor 1400) for tests for transient and design basis accidents simulation. A test for a loss of coolant accident (LOCA) at the top of the reactor pressure vessel (RPV) had been conducted at ATLAS to address the impact of the loss of safety injections (LSI) and to evaluate accident management (AM) actions during the postulated accident. The experimental data has been utilized to validate system analysis codes within a framework of the domestic standard problem program organized by KAERI in collaboration with Korea Institute of Nuclear Safety. In this study, the test has been analyzed by using thermal-hydraulic system analysis codes, MARS-KS 1.5 and TRACE 5.0 Patch 6, and a comparative analysis with experimental and calculation results has been performed. The main objective of this study is the investigation of the thermal-hydraulic phenomena during a small break LOCA at the RPV upper head with the LSI as well as the predictability of the system analysis codes after the AM actions during the test. The results from both codes reveal that overall physical behaviors during the accident are predicted by the codes, appropriately, including the excursion of the peak cladding temperature because of the LSI. It is also confirmed that the core integrity is maintained with the proposed AM action. Considering the break location, a sensitivity analysis for the nodalization of the upper head has been conducted. The sensitivity analysis indicates that the nodalization gave a significant impact on the analysis result. The result emphasizes the importance of the nodalization which should be performed with a consideration of the physical phenomena occurs during the transient.
In order to analyze thermal hydraulic phenomena during a DVI (Direct Vessel Injection) line break LOCA (Loss-of-Coolant Accident) in the APR1400 (Advanced Power Reactor 1400 MWe), we performed experimental studies with the SNUF (Seoul National University Facility), a reduced-height and reduce-pressure integral test loop with a scaled down APR1400. We performed experiments dealing with eight test cases under varied tests. As a result of the experiment, the primary system pressure, the coolant temperature, and the occurrence time of the downcomer seal clearing were affected significantly by the thermal power in the core and the SI flow rate. The break area played a dominant role in the vent of the steam. For our analytical investigation, we used the MARS code for simulation of the experiments to validate the calculation capability of the code. The results of the analysis showed good and sufficient agreement with the results of the experiment. However, the analysis revealed a weak capability in predicting the bypass flow of the SI water toward the broken DVI line, and it was insufficient to simulate the streamline contraction in the broken side. We, hence, need to improve the MARS code.
Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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2004.03a
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pp.341-346
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2004
Motion of a bubble inside narrow tube is numerically studied. The numerical code assumes axi-symmetric incompressible flow field. The surface of the bubble is captured by VOF (Volume Of Fluid) method, and it is advected by MARS (Multiphase Advection and Reconstruction Scheme). Air bubble inside water is first studied, and it was found that a strong vortex, which is induced by the pressure difference caused by the surface tension, is formed at the rear part of the bubble. Then flow parameters are parametrically varied to understand the correlation between the bubble shape, the bubble velocity, and the flow parameters. The parametric study revealed that the aspect ratio of the bubble mainly depends on We number, and the oscillation of the bubble speeds is dependent on Re number.
The increasing interest in the exploration of Mars stimulated the authors to study aerodynamic problems linked to space vehicles. The aim of this paper is to evaluate the aerodynamic effects of a flapped wing in collaborating with parachutes and retro-rockets to reduce velocity and with thrusters to control the spacecraft attitude. 3-D computations on a preliminary configuration of a blunt-cylinder, provided with flapped fins, quantified the beneficial influence of the fins. The present paper is focused on Aerodynamics of a wing section (NACA-0010) provided with a trailing edge flap. The influence of the flap deflection was evaluated by the increments of aerodynamic force and leading edge pitching moment coefficients with respect to the coefficients in clean configuration. The study was carried out by means of two Direct Simulation Monte Carlo (DSMC) codes (DS2V/3V solving 2-D/3-D flow fields, respectively). A DSMC code is indispensable to simulate complex flow fields on a wing generated by Shock Wave-Shock Wave Interaction (SWSWI) due to the flap deflection. The flap angle has to be a compromise between the aerodynamic effectiveness and the increases of aerodynamic load and heat flux on the wing section lower surface.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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