A simplified one-dimensional three-region model is developed to predict two-phase mixture and subcooled levels in vertical and horizontal channels during the loss of coolant accidents and to satisfy the requirement of the capability of real-time computation in the micro-simulator. The present model treats a physical component as one node which is divided into three sub-regions by thermal-hydraulic conditions: subcooled region, mixture region, and steam dome region. The bubble rise model and the drift-flux model concept are used to account for the mass and energy transfer between the mixture region and the steam dome region. The conservation equations of mass, energy, and momentum are derived based on the two-fluid model. Especially, the volumes of the subcooled region and the mixture region are adopted as principal unknowns and incorporated in the governing equations. The area change at the junction is modeled in the momentum equation. The non-linear difference equations of mass, energy, and momentum for the three regions are numerically solved by the Implicit Coulant Eulerian (ICE) method similar to that used in advanced safety codes such as TRAC and RELAP5. The proposed model is tested through the comparison of its simulation results with the experimental data of Edwards and O' Brien pipe blodwdown test, GE small vessel blowdown tests, Marviken tests, and 336-rod bundle test in order to confirm its capability of fast calculation but reasonable accuracy. The computation time by RELAP5/MOD3 is up to around 50 times longer than that by the proposed model when the Marviken tests are simulated. The predictions with Bertodanoi's correlation for the drift velocity in the blowdown tests and with the correlation of Ishii et. al. in the 336-rod bundle test are in best agreement with the test data, respectively. A WS-based real-time simulator for two-loop pressurized water reactor plants, also, is developed for classroom training in support of full-support simulator, on-site transient analysis, and engineering studies. The present simulator consists of three functional modules: plant module, graphic module, and man-machine interaction module. The plant module includes models for core kinetics, reactor coolant system, steam generator, main steam line, BOP, and control and protection system. Each of the model is optimized to obtain the capability of real-time simulation. For simulating the thermal-hydraulic behavior of reactor coolant system in the plant module, FISA-2/WS (Fully-Implicit Safety Analysis-2/WorkStation) is developed, which adopts an implicit algorithms for their inherent stability and efficiency in solving the stiff set of equations resulted from component models. It allows the use of a larger time-step than the Courant limit without any numerical instability, and it also guarantees reasonable accuracy. And the level tracking logic and the peak cladding temperature calculation model on the basis of the simple analytical model are used to track the two-phase water level in the core and to predict the cladding temperature in the uncovered region of the core under accidents, respectively. The graphic module is designed to provide the user with more information at a glance by dynamically displaying schematic diagrams of the systems, symbols indicating the operating status of each component, trend curves, and the main control room. Especially, the CONTROL ROOM menu is designed to enable user to perform his specific actions through the schematic diagrams of the main control panels in the similar way in which operators do them in the main control room for the KO-RI nuclear power plant unit 2. In each schematic diagram of 5 sections the indicators and alarms display the various operating parameter, alarm signals, and trip signals, and the user can control the various components by operating the corresponding switches in each section through the mouse. Also, user can initiate his actions through various system diagrams. As tools for the man-machine interface, the man-machine interaction model uses a color CRT monitor, a standard keyboard, and the mouse. The interactive communication module receives parameters from the user via the keyboard and mouse, and transfers them to the plant module so as to enable the user to perform his specific actions. This module provides the user with various initiating events (malfunctions and manual controls) through SYSTEM, CONTROL ROOM, and ACCIDENTS menus, and thus a wide range of nuclear steam supply system (NSSS) transients can be easily simulated. This module also enables the user to select one of the menu-driven graphic displays. The FISA-2/WS is verified through comparisons with analytical solutions, separated tests and integral tests, and predictions by RETRAN-2 and RELAP5/MOD3. Though the various tests of FISA-2/WS, it is convinced that FISA-2/WS can simulate most transients of KORI-Unit 2 with reasonable accuracy in real time.
수직 혹은 수평 채널(channel)에서 이상 혼합체의 수위 (two-phase mixture level)를 예측하기위하여 이상 유동 방정식 (two-fluid equation)을 이용하여 1 차원 3지역 모델 (three-region model)이 개발되었다. 3 지역 모델을 검증하기위하여 Edwards and O' Brien pipe blowdown 실험, GE 소형 용기 취출(GE small vessel blowdown)실험, Marviken실험, 336-rod bundle실험, Thom의 실험, 상 분리 (phase separation)실험, 한개의 루프로 된 압력계 진동 (one-loop manometer oscillation) 실험등이 모의되었다. Edwards and O'Brien pipe blowdown실험으로부터는 3지역 모델이 매우 빠른과도 사태와 수평관내의 흐름을 모사할 수 있으며, 수위 팽창(level swell)과 상부취출(top blowdown)에 대하여 수행된 GE 실험과 Marviken실험 (T-11)을 잘 예측하고 있음을 알 수 있다. 이때 Bertodanoi의 드리프트 속도 (drift velocity) 관계식이 사용되었다. GE 실험 중 하부 취출 경우에는 압력과 이상 혼합체의 수위가 실험결과와 차이를 나타내고 있다. 이러한 차이는 출구에서의 기포율이 정확하지 않게 예측되기 때문이며 이른바 vapor pull-through 현상과 밀접한 관련이 있으dhⓡ 현재는 이 현상이 모델되어 있지 않으므로 정확한 이상 혼합체의 수위 예측을 위해서는 이 현상이 모델되어야만 한다. Marviken 실험 중 T-4 경우 과냉각 지역 (subcooled region)이 사라질 때 유속의 불연속성을 나타내고 있다. 이것은 임계 유량(critical flow) 모델의 상부 조건이 급격하게 변하기 때문이므로 유속의 연속성을 위해서는 과냉각 지역의 온도 분포가 모델되어야 한다. 336-rod bundle 실험을 Ishii 의 드리프트 속도 관계식을 사용하여 계산한 경우 수위를 정확하게 예측하고 있으나 벽면과 냉각수의 온도는 조금 낮게 예측되고 있다. Thom 에 의해 수행된 실험에 대해서도 정상 상태의 기포율을 잘 예측하고 있다. 이 것은 3 지역 모델에서 과냉각 지역에 적용된 가정이 적절함을 보여준다. 상 분리(phase separation)현상의 모의에서 RELAP5는 진동하는 증기의 속도를 나타내나 3 지역 모델은 물리적으로 타당한 결과를 보여주고 있다. 또한 RELAP5는 이 현상을 완전하게 모의 하기위해서는 2 개 이상의 노드를 가져야만 하나 현재 모델에는 그러한 제한이 없으며 단일 노드로도 이 현상을 예측할 수 있다. 압력계 진동 실험의 모의로 부터 3 지역 모델은 RELAP5(40 nodes)에 비해 훨씬 적은 수의 노드(2 or 8 nodes)로서도 이 현상을 잘 설명할 수 있으며 RELAP5의 경우와는 다르게 노드화에 따른 영향을 적게 받음을 알 수 있다. 이러한 실험들과의 비교로부터 3-지역 모델은 boid-off, 플래싱(flashing), 열적 불균형(thermal non-equilibrium) 상태가 동시에 일어나는 상황에서도 이상 혼합체의 수위를 예측할 수 있으며, 원자력 발전소에 대한 마이크로 시뮬레이터의 1차 계통 (RCS)을 묘사하는 데에 적용가능하다. 개발된 FISA-2/WS 마이크로 시뮬레이터의 발전소 모델 (plant module)은 거의 모든 주요 계통을 모델하고, 그래픽 모델은 운전자에게 시뮬레이터의 현재 상황을 효과적으로 전해주며, man/machine interaction module은 운전원의 사고 야기 및 사고 완화에 필요한 조처를 편리하게 제공한다. 또한, 발전소 데이타와 RELAP5/MOD3와의 비교 검증을 통하여 어떠한 수치적 불안정성(numerical instability)도 없이 실시간내에 대부분의 과도상태를 묘사하였다.
