전산유체역학 소프트웨어의 일부 개발자 및 사용자는 최신 전산유체역학 소프트웨어가 최소한 단상 원자로 안전문제는 타당하게 해석할 수 있을 것으로 생각하지만 계산 결과에는 여전히 제한성 및 불확실도가 존재한다. 현재 한국원자력안전기술원에서는 규제관점에서 원자로 안전문제에 대한 상용 전산유체역학 소프트웨어의 성능평가를 수행하고 있다. 본 연구에서는 축소 APR+ 원자로 내부유동 해석시다공성 모델을 적용한 상용 전산유체역학 소프트웨어의 예측 성능을 평가하기 위해 ANSYS CFX R.14 및 FLUENT R.14 에 탑재된 수치모델을 이용하여 계산을 수행하였다. 결론적으로 전산유체역학 소프트웨어에 따라 축소 APR+ 원자로 내부유동 분포는 국부적으로 차이가 발생하였다. 비록 제한된 수의 측정치로 인해 상용 전산유체역학 소프트웨어간 예측성능을 평가하기에는 다소 한계가 있으나 CFX R.14 가 FLUENT R.14 에 비해 상대적으로 타당한 예측결과를 제시하였다. 한편 적용된 차분법의 차이로 인해 동일한 격자에 대해 FLUENT R.14 가 CFX R.14 에 비해 상대적으로 많은 계산 메모리를 필요로 하였다. 따라서 대용량 병렬 계산시 가용한 계산 자원에 적합한 전산유체역학 소프트웨어가 선정되어야 한다.
Even if some CFD software developers and its users think that a state-of-the-art CFD software can be used to reasonably solve at least single-phase nuclear reactor safety problems, there remain limitations and uncertainties in the calculation result. From a regulatory perspective, the Korea Institute of Nuclear Safety (KINS) is presently conducting the performance assessment of commercial CFD software for nuclear reactor safety problems. In this study, to examine the prediction performance of commercial CFD software with the porous model in the analysis of the scale-down APR (Advanced Power Reactor Plus) internal flow, a simulation was conducted with the on-board numerical models in ANSYS CFX R.14 and FLUENT R.14. It was concluded that depending on the CFD software, the internal flow distribution of the scale-down APR was locally somewhat different. Although there was a limitation in estimating the prediction performance of the commercial CFD software owing to the limited amount of measured data, CFX R.14 showed more reasonable prediction results in comparison with FLUENT R.14. Meanwhile, owing to the difference in discretization methodology, FLUENT R.14 required more computational memory than CFX R.14 for the same grid system. Therefore, the CFD software suitable to the available computational resource should be selected for massively parallel computations.
