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논문 기본 정보

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학술저널
저자정보
이희동 (한국과학기술원) 정재준 (한국원자력연구원) 조형규 (한국원자력연구원) 권오준 (한국과학기술원)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 한국전산유체공학회지 제15권 제2호
발행연도
2010.6
수록면
86 - 94 (9page)

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이 논문의 연구 히스토리 (2)

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A thermal-hydraulic code, named CUPID, has been developed for the analysis of transient two-phase flows in nuclear reactor components. A two-fluid three-field model was used for steam-water two-phase flows. To obtain numerical solutions, the finite volume method was applied over unstructured cell-centered meshes. In steam-water two-phase flows, a phase change, i.e., evaporation or condensation, results in a great change in the flow field because of substantial density difference between liquid and vapor phases. Thus, two-phase flows are very sensitive to the local pressure distribution that determines the phase change. This in turn puts emphasis on the accurate evaluation of local pressure gradient. This paper presents a new reconstruction method to evaluate the pressure gradient at cell centers on unstructured meshes. The results of the new scheme for a simple test function, a gravity-driven cavity, and a wall boiling two-phase flow are compared with those of the previous schemes in the CUPID code.

목차

1. 서론
2. 지배방정식 및 수치기법
3. 압력기울기 재구성 기법
4. 결과 및 검토
5. 결론
후기
참고문헌

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