서지주요정보
(A) fast-running simulator code for real-time transients simulation of pressurized water reactors = 가압경수형 원자력 발전소 사고해석을 위한 실시간 시뮬레이터 코드 개발
서명 / 저자 (A) fast-running simulator code for real-time transients simulation of pressurized water reactors = 가압경수형 원자력 발전소 사고해석을 위한 실시간 시뮬레이터 코드 개발 / Hwang-Yong Jun.
저자명 Jun, Hwang-Yong ; 전황용
발행사항 [서울 : 한국과학기술원, 1987].
Online Access 원문보기 원문인쇄

소장정보

등록번호

4104607

소장위치/청구기호

학술문화관(문화관) 보존서고

MNE 8718

휴대폰 전송

도서상태

이용가능

대출가능

반납예정일

초록정보

A fast-running simulator code for pressurized water reactors, called FISA-1 (Fully-Implicit Safety Analysis), is developed here to simulate operational transients. This simulator code is based on the homogeneous equilibrium mixture model and the fully-implicit method for thermal-hydraulic analysis is the primary side. The nonlinear finite difference equations in the finite difference form are linearized by the Newton-Raphson method for quick convergence. First, the energy equation is solved, which is decoupled from mass and momentum equations. The spatial acceleration term in the momentum equation is manipulated with the mass equation so that the mass flow rate can be written as a function of pressure. Substituting the mass flow rate expressed in terms of pressure into the mass equation, we finally obtain the linearized equation with the pressure variables only. Several physical models, component models, and control and protection models are implemented in FISA-1 for the analysis of the plant. The flow model of the primary side is tested with analytical methods, experiments, and other codes. Two different PWR plant transients are analyzed to verify the simulator code by being compared with plant data and the results of RETRANO2. Not only fast-running capability but also reasonable accuracy and absolute stability are proved.

가압경수형 원자력 발전소의 실시간 사고해석을 위한 새로운 시뮬레이터 코드인 FISA-1(Fully-Implicit Safety Analysis)을 개발하였다. 이 코드에서는 원자력 발전소 1차계통(Primary Side)의 이상 유체 현상을 모사하기 위하여 Homogeneous Equilibrium Mixture (HEM) 모델을 사용하였고, 계산시간 간격의 제한을 받지 않도록 Fully-Implicit 방법을 이용하였다. 수치해석 방법은 차분화 과정에서 나타나는 비선형 차분 방정식을 빠른 수렴을 위해 NewtonRaphson 방법으로 선형화된 차분 방정식을 만들고, 비 보존형 에너지 방정식을 사용하여 유체의 Enthalpy 분포를 얻고, 운동량 방정식에서 유체 유동량을 압력만을 변수로 하는 함수로 표현하여 이것을 질량 보존 방정식에 대입하면 압력만을 미지수로 하는 행렬식을 얻는다. 이 행렬식으로부터 압력의 분포를 구하고 그후 유체 유동량을 구한다. 원자력발전소 1차계통 외의 다른 계통을 분석하기 위하여 여러 계통 모델들과 보호계통 모델들이 FISA-1에 모사되었다. 유체모델을 검증하기 위하여 3가지 각기 다른 현상을 분석하여 해석치, 실험결과 및 다른 코드의 결과와 비교하였고, 시뮬레이터 코드검증을 위하여 실제 발전소에서 발생하였던 2가지 이상 상태에 대한 분석을 수행하였다. 이상의 분석을 통하여 이 코드의 빠른 계산 능력뿐만 아니라 적절한 정확성과 안정성이 입증되었다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {MNE 8718
형태사항 vii, 77 p. : 삽도 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 저자명의 한글표기 : 전황용
지도교수의 영문표기 : Hee-Cheon No
지도교수의 한글표기 : 노희천
학위논문 학위논문(석사) - 한국과학기술원 : 핵공학과,
서지주기 Reference : p. 73-75
주제 Pressurized water reactors.
Nuclear reactor accidents.
Transients (Dynamics)
원자로 시뮬레이터. --과학기술용어시소러스
시뮬레이터. --과학기술용어시소러스
원자로 사고. --과학기술용어시소러스
PWR 원자로. --과학기술용어시소러스
Computer simulation.
QR CODE qr code