A system thermal hydraulic analysis code is generally used for the nuclear power plant safety analysis, and it solves the fluid field equations to model two phase flow. System codes typically solve mass, momentum and energy equations of each phase numerically by approximating to one dimensional flow. However, the constitutive relation based on empiricism must be included for mathematical closure of the approximated governing equations. This thesis work is conducted on the assumption that the constitutive relation models implemented in the thermal hydraulic analysis code has significant effect. A new methodology for evaluating the constitutive relations is proposed, and applied to US TRACE and Korean MARS-KS to analyze the constitutive relation models of each code. TRACE and MARS-KS are very different in the implemented constitutive relation models even though the field equations are almost identical. To compare different constitutive relations of each code, each model and correlations are studied and compared. Then constitutive relation modules are extracted in a separate computational environment. The developed platform is based on MATLAB and REFPROP, and it was proven to reproduce the values of TRACE 5.0 patch4 and MARS-KS 1.5 successfully. In the wall heat transfer models, different heat transfer regimes are occasionally chosen in each code and shows substantial deviation. In the interfacial heat transfer models, while MARS-KS includes void generation term, TRACE doesn’t consider that the term, which results in big difference in the calculation of interfacial heat transfer. In the wall friction models, almost all regimes show a good agreement between TRACE and MARS-KS except for slug and transition flow regimes. In the interfacial friction models, interfacial drag coefficient has large difference than wall drag coefficient between TRACE and MARS-KS.
원자력 발전소 안전해석에 사용되는 열수력 시스템 해석코드들은 2-유체 유동 모델을 기본적으로 사용하여 2상 유동을 모델링한다. 일반적으로 각 상의 질량, 운동량, 에너지 보존 방정식을 1차원적으로 근사하여 수치해석으로 풀고 있다. 하지만 이 보존방정식을 근사하는 과정에서 구성방정식이 필수적으로 포함되어야 하며, 포함된 구성방정식은 실험식에 기반한다. 이 연구는 열수력 시스템 해석코드에 내장된 구성방정식이 원자로 사고 해석 시에 매우 큰 영향을 미칠 수 있다는 가정 하에 수행되었다. 기존에 원자력 산업계에서 사용되는 열수력 시스템 해석 코드에 내장된 구성방정식을 평가할 수 있는 새 방법론을 제안하였으며, 이 방법론을 미국의 규제코드인 TRACE와 한국의 규제코드인 MARS-KS에 적용하여 분석 및 평가를 수행하였다. 두 코드는 거의 유사한 보존방정식을 풀고 있지만, 내장된 구성방정식에서는 상당한 차이를 보인다. 서로 다른 구성 관계식 모델을 비교하기 위해 각 코드에 내장된 구성 관계식 모델들에 대한 고찰 및 비교가 진행되었다. 그 후, 각 코드의 구성 관계식 모듈은 외부의 계산 환경에서 재구성 하였다. 개발된 플랫폼은 MATLAB과 REPROP을 기반으로 하였으며, 원래의 코드 TRACE v 5.0 patch4와 MARS-KS v 1.5의 결과값을 사용하여 검증하였다. 벽면 열전달 모델에서는, 두 코드가 서로 다른 열전달 영역을 선택한 경우가 많았으며, 이 때 두 코드 간 계산된 열속의 차이가 큰 것을 확인할 수 있었다. 계면 열전달 모델에서는, MARS-KS는 기포 발생으로 인한 열전달을 포함하는 반면 TRACE는 이 현상을 포함하지 않아 계면 열전달 양이 차이를 갖는 것을 확인할 수 있었다. 벽면 마찰 모델에서는, 거의 모든 영역에서 두 코드간 계산 된 벽면 마찰양이 상당히 비슷했다. 반면에 계면 마찰 모델에서는, 거의 모든 영역에서 두 코드간 계산된 계면 마찰양이 상당히 큰 것을 확인할 수 있었다.
