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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2022.4
- 수록면
- 1,495 - 1,507 (13page)
- DOI
- https://doi.org/10.1016/j.net.2021.10.014
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The improvement of thermal-hydraulic analysis techniques is essential to ensure the safety and reliability of nuclear power plants. The one-dimensional two-fluid model has been adopted in state-of-theart thermal-hydraulic system codes. Current constitutive equations used in the system codes reach amature level. Some exceptions are the partition method of wall friction in the momentum equation ofthe two-fluid model and the interfacial drag force model for a horizontal two-phase flow. This study isfocused on deriving the partition method of wall friction in the momentum equation of the two-fluidmodel and modeling the interfacial drag force model for a horizontal bubbly flow. The onedimensional momentum equation in the two-fluid model is derived from the local momentum equation. The derived one-dimensional momentum equation demonstrates that total wall friction should beapportioned to gas and liquid phases based on the phasic volume fraction, which is the same as that usedin the SPACE code. The constitutive equations for the interfacial drag force are also identified. Based onthe assessments, the Rassame-Hibiki correlation, Hibiki-Ishii correlation, Ishii-Zuber correlation, andRassame-Hibiki correlation are recommended for computing the distribution parameter, interfacial areaconcentration, drag coefficient, and relative velocity covariance of a horizontal bubbly flow, respectively.
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