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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술대회자료
- 저자정보
- 발행연도
- 2016.12
- 수록면
- 2,871 - 2,876 (6page)
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With the advancements of local measurement technique and computational capability, high-precision experiments and analyses as to multi-dimensional thermal hydraulic phenomena in nuclear power plants have been carried out. One of the multi-dimensional phenomena is two-phase flow in the upper downcomer of nuclear reactor. In the reflood phase, the interaction between a downward liquid and a saturated transverse steam flow is important problem since it determines the bypass flow rate of the emergency core coolant (ECC). To simulate this two-phase film flow, ductshaped acrylic experimental facilities with 1/10 and 1/5 reduced scales were manufactured following the upper downcomer geometry. The air and water were used as operation fluids and the test conditions were selected as the velocity of lateral air velocity increased. From these data, it could be possible to validate the multi-dimensional modules of system analysis codes. The system analysis codes, for example, RELAP5/MOD3, MARS, SPACE, TRACE and CATHARE3 adapted multi-dimensional modules to simulate the two-phase flow more accurately. However, these modules in computational codes should be validated with multidimensional experimental study. In this study, MARS-MultiD was used to simulate the experiment, and obtained the local variables. Then, the friction models used in MARS-MultiD were validated by comparing the two-phase flow experimental results with the calculated local variables.
목차
Abstract
1. 서론
2. 강수부 모사 실험
3. MARS-MultiD 해석결과
4. 결론
참고문헌
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