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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2019.9
- 수록면
- 32 - 41 (10page)
- DOI
- 10.6112/kscfe.2019.24.3.032
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A pipe rupture of a primary cooling system in a open-pool type research reactor could lead to drainage of the coolant in a reactor pool though this pipe by siphon effect. As a consequence, the core could be exposed to the air. Therefore, this type of research reactor is equipped with a siphon breaking system to maintain reactor pool water level above the required height during a loss of coolant accident. In this study, numerical simulations are performed to assess the effect of interfacial drag on siphon break phenomena using CUPID code. The CUPID results indicate that siphonage break flow rate and initiation of siphon break are significantly affected by the interfacial drag. The calculated break flow rate and final water level in the pool using CUPID code with relevant interfacial drag are a good agreement with experimental data.
목차
1. 서론
2. 수치해석 기법
3. 수치해석 모델
4. 수치해석 결과
5. 결론
References
참고문헌 (14)
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1958, MacDonald, J. and Marten, W., A siphon break as a blocking valve, Standard Distribution Lists for Unclassified Scientific and Technical Report.
1993, Neill, D.T. and Stephens, A.G., Siphon breaker design requirements final report, DOE of USA.
2012, Seo, K., Kang, S.H., Kim, J.M., Lee, K.Y., Jeong, N., Chi, D.Y., Yoon, J. and Kim, M.H., Experimental and numerical study for a siphon breaker design of a research reactor, Annals of Nuclear Energy, Vol.50, pp.94-102.
2018, Park, I.K., Yoon, H.Y. and Park, H.B., Numerical approach to siphon break phenomena in a research reactor pool using CUPID code, Nuclear Engineering and Design, Vol.326, pp.133-142.
2011, Park, I.K., Cho, H.K., Lee, J.R., Kim, J., Yoon, H.Y., Lee, H.D. and Jeong, J.J., The development and assessment strategy of a thermal hydraulics component analysis code, Journal of Computational Fluids Engineering, Vol.16(2), pp.30-48.
1993, Neill, D.T. and Stephens, A.G., Siphon breaker design requirements final report, DOE of USA.
2012, Seo, K., Kang, S.H., Kim, J.M., Lee, K.Y., Jeong, N., Chi, D.Y., Yoon, J. and Kim, M.H., Experimental and numerical study for a siphon breaker design of a research reactor, Annals of Nuclear Energy, Vol.50, pp.94-102.
2018, Park, I.K., Yoon, H.Y. and Park, H.B., Numerical approach to siphon break phenomena in a research reactor pool using CUPID code, Nuclear Engineering and Design, Vol.326, pp.133-142.
2011, Park, I.K., Cho, H.K., Lee, J.R., Kim, J., Yoon, H.Y., Lee, H.D. and Jeong, J.J., The development and assessment strategy of a thermal hydraulics component analysis code, Journal of Computational Fluids Engineering, Vol.16(2), pp.30-48.
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