In nuclear engineering, 1-D thermal hydraulic codes are used for the analysis of large scale systems that cannot be analyzed through experiments in real scale. Most existing thermal hydraulic codes consist of governing equations and constitutive equations. The results of numerical analysis are obtained by approximating the mass, momentum, and energy conservation equations in one dimensional form based on a two-fluid flow model. In the process of approximating the conservation equations, the constitutive equations must be included to calculate the various coefficient values such as interfacial heat transfer coefficient, which greatly affects the accuracy of the code calculation results. However, despite numerous thermal hydraulic experiments and studies were undertaken in the last 40-50 years, code uncertainties and errors still exist in simulating reactor transients. This is because two phase flow phenomenon has complexity, and its model consists of only limited mathematical function forms. In addition, the model related to the interfacial term in the constitutive equation has a larger error because it is difficult to measure directly in the experiment compared to the near-wall terms. Furthermore, phasic interfacial terms also have additional variables for numerical stabilization. In this study, MARS-KS code results were compared by substituting original MARS-KS’s interfacial heat transfer model with feedforward network within a specific thermal hydraulic range to see the possibility of replacing the original constitutive equations to feedforward networks. In addition, experimental prediction accuracy of MARS-KS was evaluated by perturbing replaced feedforward network, and it is confirmed that how differently the original model and improved feedforward network predict interfacial heat transfer coefficient in a given thermal hydraulic range.
원자력 공학에서는 원자력 발전소와 같이 실제 실험이 불가능한 스케일의 해석을 위하여 1-D 열수력 해석 코드가 주로 사용된다. 현존하는 대부분의 열수력 해석 코드는 지배방정식과 구성방정식으로 이루어져 있으며 2-유체 유동 모델을 기본으로 각 상의 질량, 운동량, 에너지 보존 방정식을 1차원적으로 근사하여 수치해석으로 결과를 얻고 있다. 보존방정식을 근사하는 과정에서 여러 계수 값들을 계산하기 위해 구성방정식이 필수적으로 포함되어야 하며, 이는 코드 계산 결과의 정확성에 큰 영향을 미친다. 하지만, 40-50년에 걸쳐 수많은 열수력 실험 및 연구가 진행되었음에도 원자로 사고 현상을 정확하게 모사함에 있어서 아직 불확실성 및 오차가 존재한다. 이는 이상 유동 현상이 복잡성 및 비선형성을 가지고 존재하는 이상유동 모델이며 제한적인 수학적 함수만으로 이루어져 있기 때문이다. 더하여, 구성방정식 중 계면과 관련된 모델은 벽면과 관련된 모델에 비하여 실험에서 직접적으로 측정이 어렵기 때문에 더 큰 오차를 가지며 수치적 안정화를 위한 변수도 존재한다. 본 연구에서는 인공신경망의 기존 구성방정식 대체가능성을 보기 위해 MARS-KS의 계면열전달 계수 모델을 특정 열수력 범위 내에서 인공신경망으로 대체하여 코드 결과를 비교하였다. 또한, 대체된 인공신경망에 섭동을 주어 기존 코드 대비 실험 예측 정확도가 얼마나 높아질 수 있는지를 평가하며 주어진 열수력 범위에서 기존 코드와 개선된 인공신경망이 계수 값을 얼마나 다르게 예측하는지 확인하였다.
