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In a PWR (Pressurized Water Reactor), the appropriate heat removal from the surface of fuel rod bundle is important for ensuring thermal margins and safety. Although many CFD (Computational Fluid Dynamics) software have been used to predict complex flows inside fuel assemblies with mixing vanes, there is no domestic regulatory guideline for the comprehensive evaluation of CFD software. Therefore, from the nuclear regulatory perspective, it is necessary to perform the systematic assessment and prepare the domestic regulatory guideline for checking whether valid CFD software is used for nuclear safety problems. In this study, to provide systematic evaluation and guidance on the applicability of CFD software to the domestic nuclear safety area, the results of the sensitivity analysis for the effect of the discretization scheme accuracy for the convection terms and turbulence models, which are main factors that contribute to the uncertainty in the calculation of the nuclear safety problems, on the prediction performance for the turbulent flow distribution inside the fuel assembly with split-type mixing vanes were explained.
목차
Abstract
1. 서론
2. 해석모델
3. 수치모델링
4. 결과 및 토의
5. 결론
References
참고문헌 (9)
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Combustion Engineering, Inc., 1986, TORC Code : A Computer Code for Determining the Thermal Margin of a Reactor Core, CENPD-161-P-A(proprietary), CENPD-161-NP-A(non-proprietary).
KEPCO Nuclear Fuel, 2013, THALES-Subchannel Analysis Code, KNF-TR-CDT-10006/NK/A Rev.0.
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Lee, J. R., Kim, J. W., and Song, C.-H., 2014, Synthesis of the Turbulent Mixing in a Rod Bundle with Vaned Spacer Grids Based on the OECD-KAERI CFD Benchmark Exercise, Nuclear Engineering and Design, Vol. 279, pp. 3-18.
Smith, B. L., Song, C.-H., Chang S.-K., Lee, J. R., and Kim, J. W., 2013, Report of the OECD/NEA KAERI Rod Bundle CFD Benchmark Exercise, NEA/CSNI/R(2013)5, OECD NEA Committee on the Safety of Nuclear Installations.
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