In the last few years, the analysis of thermal-hydraulic behavior in reactor systems has been conducted by using the best-estimate codes such as RELAP5, MARS-KS and TRACE. These codes employ the 1st order numerical scheme in both space and time discretization, which can occur the excessive numerical diffusion problem near steep spatial or temporal gradient of physical parameters. To reduce the numerical diffusion and satisfy Courant number limitation, the nodalization becomes more important in the 1st order numerical scheme. However, since
it is impossible to set ideal node configuration while modeling a complex system such as NPP, the numerical diffusion problem cannot be avoided in the 1st order numerical scheme and this issue can be overcome with higher order numerical scheme. In this thesis, it is shown that the accuracy can be improved and the nodalization uncertainty can be reduced by improving the current numerical scheme. To evaluate the accuracy and nodalization uncertainty for the 1st order upwind scheme and Lax-Wendroff scheme, MARS-KS code is revised to use both
1st order upwind scheme and Lax-Wendroff scheme. The analysis of the accuracy and nodalization uncertainty is performed for the separate effect tests (SETs) such as subcooled boiling, critical flow, counter-current flow limitation, and reflood experiments. Furthermore, the Lax-Wendroff scheme is tested for the APR1400 LBLOCA case to evaluate the ability for reducing the nodalization uncertainty and improving the performance. In this thesis, the revised MARS-KS code, which uses Lax-Wendroff scheme, shows that improved accuracy and more
consistent results can be predicted by reducing the numerical diffusion problem in general. However, it is also found that phenomena such as critical flow and CCFL are less affected by the higher order numerical scheme due to its unique way of treating the momentum governing equation. Moreover, the improvement of the Lax-Wendroff scheme can cost up to 10 times more calculation time. Therefore, it is necessary to develop a method accelerate the calculation time while maintaining similar accuracy and sensitivity to the nodalization in order to predict the NPP behavior more accurately under fast transients.
지난 몇 년 동안, RELAP5, MARS-KS 및 TRACE와 같은 ‘Best-Estimate’ 코드를 사용하여 원자력 시스템의 열 수력 거동 분석이 수행되어왔다. 이 코드들은 공간 및 시간 차분화에서 1차 수치 기법을 사용하는데, 이는 물리적 파라미터들의 가파른 공간적 또는 시간적 구배 근처에서 과도한 수치적 확산 문제를 일으킬 수 있다. 수치적 확산 문제를 감소시키고 Courant 수 제한을 만족시키기 위해 1차 수치 기법에서는 노드화가 더욱 중요해진다. 그러나 원자력 발전 시스템과 같은 복잡한 시스템을 모델링하는 경우 이상적인 노드 구조를 설정하는 것이 불가능하기 때문에 1 차 수치 기법에서는 수치적 확산 문제를 피할 수 없으며 이 문제는 고차 수치 기법으로 극복할 수 있다. 이 논문에서 현재의 수치 기법을 개선함으로써 정확도가 향상될 수 있고 노드화 불확실도가 감소될 수 있음을 확인하였다. 1차 상향식 기법과 Lax-Wendroff 기법에 대한 정확도 및 노드화 불확실도를 평가하기 위해 두 수치 기법을 모두 사용할 수 있는 MARS-KS 코드를 개발했다. 정확도
및 노드화 불확실도 분석은 과냉각 비등, 임계 유량, 역류 유량 제한 및 재관수 실험과 같은 개별 효과 실험(SET)에 대해 수행되었다. 그리고 Lax-Wendroff 수치 기법은 APR1400 LBLOCA 조건에서 성능이 평가되었다. 이 논문에서 Lax-Wendroff 방식을 사용하는 MARS-KS 코드는 일반적으로 수치적 확산 문제를 줄임으로써 정확도가 향상되고 일관된 결과를 예측할 수 있음을 보여준다. 그러나 임계 유량 및 역류 유량 제한과 같은 현상은 운동량 지배 방정식을 처리하는 특별한
방식으로 인해 고차 수치 기법의 영향을 덜 받는다는 것을 확인하였다. 그러나 Lax-Wendroff 기법의 경우 계산 시간이 최대 10 배 더 소요될 수 있다는 것을 확인하였다. 따라서 빠른 과도 상태에 대한 원자력 발전 시스템의 거동을 보다 정확하게 예측하기 위해 노드화에 대한 불확실도와 정확도를 유지하면서 계산 시간을 가속화하는 방법을 개발할 필요가 있다.