A computer code, FAUST (Flow Analysis of U-tube Steam Generator), for U-tube steam generator design analysis is developed on the basis of the PWR core transient analysis code, THERMIT.
The original (x,y,z) coordinates used in THERMIT are transformed into the cylindrical (r,θ,z) coordinates for FAUST which are better fitted in the geometry of steam generators. In order to couple the primary side with the secondary side, a 1-dimensional sample tube heat transfer model is developed with a geometrical mapping between the primary and secondary sides. The special unitary group SU(2) is used to treat the complex geometry of the U-bend region for frictional wall force. A form loss model for tube-support plates in two-phase flow is implemented in the code. The steam dome model developed here enables us to consider the different amounts of feedwater distributed into the hot and cold sides of the downcomer. Chemical analysis of the secondary fluid in the steam generator is given here by using the gaseous mass transfer model.
Measured data from the steam generator at the BUGEY 4 nuclear power plant are used for the assessment of FAUST. Predicted results for the measured parameters are in good agreement with measured data : circulation ratio within 8% error and total power within 2% error. Considerable liquid recirculation is found in the U-bend region as the C.E. design code CALIPSOS shows. The heavier corrosion attack in the cold leg side is predicted due to liquid recirculation. Just above the tube sheet, however, the low void fraction in this region than in the hot leg region results in higher PH, which is well coincident with measured results at the BUGEY 4 nuclear power plant.
전산코드인 FAUST ( Flow Analysis of U-tube STeam generator )는 U 자형 핵증기발생기의 설계해석을 위한 것으로 가압경수로심의 과도현상을 해석하기 위해 개발된 전산 코드인 THERMIT 을 근간으로하여 개발되었다.
THERMIT 에서 사용된 직교좌표계는 FAUST 에서 원통좌표계로 변환되었는데, 원통좌표계가 핵증기발생기의 구조에 더 잘 맞기때문이다. 1차계와 2차계의 연결을 위해 1차원 표본관에 대한 열전달모형이 1차계와 2차계 사이의 기하학적 지도에 의해 개발되었다. 특수유니타리군 (special unitary group)인 SU(2)가 복잡한 U자 만곡부에서의 벽에의한 마찰력을 처리하기위해 사용 되었다. 관 지지판에의한 수두 손실도 이 코드에서 고려되었다. 증기돔에 관한 모형은 증기 분리기에서 방출된 유량의 회전과 고온관지역과 저온관지역에 각기 달리 들어가는 급수량의 분포도 고려되었다. A.V.T 처리의 해석을 위하여 기포 분률과 재순환 에 크게 영향받는 PH의 분포도 해석되었다.
BUGEY 4 원자력 발전소의 측정 자료를 사용하여 FAUST 의 입증에 사용 하였다. 결과는 FAUST 의 계산치와 BUGEY4 의 실측치와 잘 일치하는 것으로 나타났는데, 순환비가 8% 이내, 총열출력이 2% 이내의 오차를 보였다. 상당량의 액체순환이 U자 만곡부에서 발생하여, C.E.의 설계 코드인 CALIPSOS 와 비슷한 양상을 보여주었고, PH 의 분포도 측정치와 잘 맞음을 보여주었다.
