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자료유형
학술저널
저자정보
Zoran Carija (Faculty of Engineering, University of Rijeka, Vukovarska 58, 51000, Rijeka, Croatia b C) Fran Ledic (Faculty of Engineering, University of Rijeka, Vukovarska 58, 51000, Rijeka, Croatia b C) Ante Sikirica (Faculty of Engineering, University of Rijeka, Vukovarska 58, 51000, Rijeka, Croatia b C) bojan Niceno (Paul Scherrer Institute, Forschungsstrasse 111, 5232, Villigen PSI, Switzerland)
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제52권 제12호
발행연도
2020.12
수록면
2,803 - 2,811 (9page)
DOI
https://doi.org/10.1016/j.net.2020.06.002

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With the aging of nuclear reactors, embrittlement of the reactor pressure vessel (RPV) steel, as aconsequence of routine operations, is highly probable. To ensure operational integrity and safety, prediction and mitigation of compromising damage, brought on by pressurized thermal shock (PTS)following an emergency procedure, is of utmost importance. Computational fluid dynamics (CFD) codescan be employed to predict these events and have therefore been an acceptable method for such assessments. In this paper, CFD simulations of a density driven ECC state in the ROCOM facility areanalyzed. Obtained numerical results are validated with the experimental measurements. Considerableattention is attributed to the boundary conditions and their influence, specifically outlet definitions, inorder to determine and adequately replicate the non-active pumps in the facility. Consequent analysesfocused on initial conditions as well as on the temporal discretization and inner iterations. Disparitiesdue to different turbulent modelling approaches are investigated for standard RANS models. Based onobserved trends for different cases, a definitive simulation setup has been established, results of whichhave been ultimately compared to the measurements.
#ROCOM #CFD #Turbulent mixing

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참고문헌 (25)

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U. Rohde / 2005 / The European Project FLOMIX-R: Description of the Slug Mixing and Buoyancy Related Experiments at the Different Test Facilities google schola V. Povarov / 2017 / Design and experimental assessment of thermal stratification effects on operational loading of surge line of Unit 5, Novovoronezh NPP / Nucl. Energy Technol 3(2):92~97 google schola U. Grundmann / 1994 / Investigations on a boron dilution accident for a VVER-440 type reactor by the help of the code DYN3D / ANS Topical Meeting on Advances in Reactor Physics google schola A. Martin / 1996 / Three Dimensional Calculations of the Primary Coolant Flow in a 900 MW PWR Vessel google schola F. Alavyoon / 1996 / Experimental and Computational Approach to Investigating Rapid Boron Dilution Transients in PWRs google schola

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