DEVELOPMENT OF THE MULTI-DIMENSIONAL  HYDRAULIC COMPONENT FOR THE BEST ESTIMATE SYSTEM ANALYSIS CODE MARS

SUNG WON BAE; BUB DONG CHUNG

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자료유형: 학술저널

저자정보: SUNG WON BAE BUB DONG CHUNG

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제41권 제10호

발행연도: 2009.1

수록면: 1,347 - 1,360 (14page)

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A multi-dimensional component for the thermal-hydraulic system analysis code, MARS, was developed for a more realistic three-dimensional analysis of nuclear systems. A three-dimensional and two-fluid model for a two-phase flow in Cartesian and cylindrical coordinates was employed. The governing equations and physical constitutive relationships were extended from those of a one-dimensional version. The numerical solution method adopted a semi-implicit and finitedifference method based on a staggered-grid mesh and a donor-cell scheme. The relevant length scale was very coarse compared to commercial computational fluid dynamics tools. Thus a simple Prandtl’s mixing length turbulence model was applied to interpret the turbulent induced momentum and energy diffusivity. Non drag interfacial forces were not considered as in the general nuclear system codes. Several conceptual cases with analytic solutions were chosen and analyzed to assess the fundamental terms. RPI air-water and UPTF 7 tests were simulated and compared to the experimental data. The simulation results for the RPI air-water twophase flow experiment showed good agreement with the measured void fraction. The simulation results for the UPTF downcomer test 7 were compared to the experiment data and the results from other multi-dimensional system codes for the ECC delivery flow.

#Multi-dimension #MARS #System Code #Best Estimate

참고문헌 (26)

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A. D. Shin / 2004 / TRACE Code Assessment for Thermal Hydraulic Analysis in Direct Vessel Injection

B. D. Chung / 2004 / Development and Assessment of Best Estimate Integrated Safety Analysis Code

B. D. Chung / 2005 / Development and assessment of the multi-dimensional flow models in the thermal-hydraulic system analysis code MARS

B.J. Yun / 2008 / Downcomer boiling phenomena during the reflood phase of a large-break LOCA for the APR1400 / Nuclear Engineering and Design 238 : 2064 ~ 2074

F. Barre / 1995 / The multi-dimensional module of CATHARE2. Description and application / Proc. of the 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURE

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Sung-Won Bae

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BUB DONG CHUNG

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