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자료유형
학술저널
저자정보
유은현 (한국원자력연구원) 박주환 (Nuclear Engineering Service) 조윤제 (한국원자력연구원) 이동훈 (한국원자력안전기술원) 정종엽 (한국원자력연구원)
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제54권 제11호
발행연도
2022.11
수록면
4,338 - 4,347 (10page)
DOI
10.1016/j.net.2022.06.030

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The CUPID code was developed and is continuously updated in KAERI. Verification and validation (V&V) is mainly done for light water reactors (LWRs). This paper describes a benchmarking of the detailed mesh level compared with sub-channel level for application to pressurized heavy water reactors (PHWRs), even though component scale comparison for the PHWR moderator system was done once before. We completed a sub-channel level comparison between the CUPID code and the ASSERT code and a CUPID code analysis. Because the ASSERT code has already been validated with numerous experiments, benchmarking with the ASSERT code will offer us more trust on the CUPID code. The target channel has high power and thus high pressure deformation. The high power channel tends to have a high possibility of critical heat flux (CHF), because a high void fraction and quality in channel exit region appear. In this research, after determining the reference grid and T/H model, we compared the sub-channel level results of the CUPID code with those of the ASSERT code
#CUPID #V& #V #PHWR #ASSERT #Sub-channel level

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