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저자정보
Dong Hun Lee (Pusan National University) Ik Kyu Park (Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI)) Han Young Yoon (Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI)) Kwang Soon Ha (Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI)) Jae Jun Jeong (Pusan National University)
저널정보
한국에너지학회 에너지공학 에너지 공학 제22권 제1호(통권 제73호)
발행연도
2013.3
수록면
8 - 16 (9page)

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A core catcher is considered as a promising engineered system to stabilize the molten corium in the containment during a postulated severe accident in a nuclear power plant. Conceptually, the core catcher consists of a carbon steel body, sacrificial material, protection material, and engineered cooling channel. The cooling capacity of the engineered cooling channel should be guaranteed to remove the decay heat of the molten corium. The flow in ex-vessel core catcher is a combined problem of a two-phase flow in the engineered cooling channel and a single-phase natural circulation in the whole core catcher system. In this study, the analysis of the test facility for the core catcher using the CUPID code, which is a three-dimensional thermal-hydraulic code for the simulation of two-phase flows, was carried out to evaluate its cooling capacity.
#core catcher #natural circulation #two-phase flow #CUPID code

목차

Abstract
1. Introduction
2. Mathematical Model of CUPID Code
3. Analysis of the Core Catcher
4. Conclusions
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