EXTENSION OF CFD CODES APPLICATION TO TWOPHASE FLOW SAFETY PROBLEMS

DOMINIQUE BESTION

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자료유형: 학술저널

저자정보: DOMINIQUE BESTION

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제42권 제4호

발행연도: 2010.1

수록면: 365 - 376 (12page)

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This paper summarizes the results of a Writing Group on the Extension of CFD codes to two-phase flow safety problems,which was created by the Group for Analysis and Management of Accidents of the Nuclear Energy Agency’s Committee on the Safety of Nuclear Installations (NEA-CSNI). Two-phase CFD used for safety investigations may predict small scale flow processes, which are not seen by system thermalhydraulic codes. However, the two-phase CFD models are not as mature as those in the single phase CFD and potential users need some guidance for proper application. In this paper, a classification of various modelling approaches is proposed. Then, a general multi-step methodology for using two-phase-CFD is explained,including a preliminary identification of flow processes, a model selection, and a verification and validation process. A list of 26 nuclear reactor safety issues that could benefit from investigations at the CFD scale is identified. Then, a few issues are analyzed in more detail, and a preliminary state-of-the-art is proposed and the remaining gaps in the existing approaches are identified. Finally, guidelines for users are proposed.

#Two-phase Flow #Thermalhydraulics #CFD #Nuclear Safety

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[학술지(정기간행물

B. Koncar / 2008 / CFD simulation of convective flow boiling of refrigerant in a vertical annulus / Nucl. Eng. Des 238 (3) : 693 ~ 706

B. Nicˇeno / 2009 / Euler-Euler Large Eddy Simulation of a Square Cross-Sectional Bubble Column Using the Neptune_CFD Code / Science and Technology of Nuclear Installations

C. Chauliac / 2009 / NURESIM ? A European simulation platform for nuclear reactor safety: multi-scale and multi-physics calculations, sensitivity and uncertainty analysis / FISA 20

C. Morel / 2009 / Modeling of Multisize Bubbly Flow and Application to the Simulation of Boiling Flows with the Neptune CFD Code / Science and Technology of Nuclear Installa

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