A numerical scheme, named UPDATE (Uniform Pressure Drop Approximation Technique), is developed for the thermal-hydraulic design analysis of the core, which based on the COBRA4-I code. The most of assumptions and models used in COBRA4-I are the same as those of UPDATE. It is additionally assumed that the pressure drop is laterally uniform.
The marching method applied to solve the subchannel equations is modified to reduced the computer running time. And the transport coefficient model is employed in order to improve the capability of a whole core analysis.
Various tests are performed in order to compare results predicted by the present code with those of COBRA4-I. It is convicted that the present scheme has the capability of predicting accurately the thermal margins faster than COBRA4-I.
기존의 COBRA4-I code를 기본으로 하여, 원자로심의 설계 해석에 사용될 code를 개발하였다.
압력 경계 조건을 차분 운동량 방정식에 적용하여, 경계 조건이 각각의 차분구간에서 만족되도록 하는 해법을 개발하였다. 이 결과로 1%의 오차 범위 내에서 정확도가 입증되었으며, 계산시간도 반으로 줄일 수 있게 되었다.
또한, 전 원자로의 해석을 위해 Single-pass procedure 에 전달계수라는 개념을 도입 하였다. 이로써 원자로심 전체의 해석을 빠른 시간 안에 보다 정확히 수행할 수 있게 되었다.
여러 가지 검증을 통해, 개발된 code는 산업체에서 설계나 안전 해석을 위해 실제로 이용될 수있음을 보였다.
