$\require{mediawiki-texvc}$

연합인증

연합인증 가입 기관의 연구자들은 소속기관의 인증정보(ID와 암호)를 이용해 다른 대학, 연구기관, 서비스 공급자의 다양한 온라인 자원과 연구 데이터를 이용할 수 있습니다.

이는 여행자가 자국에서 발행 받은 여권으로 세계 각국을 자유롭게 여행할 수 있는 것과 같습니다.

연합인증으로 이용이 가능한 서비스는 NTIS, DataON, Edison, Kafe, Webinar 등이 있습니다.

한번의 인증절차만으로 연합인증 가입 서비스에 추가 로그인 없이 이용이 가능합니다.

다만, 연합인증을 위해서는 최초 1회만 인증 절차가 필요합니다. (회원이 아닐 경우 회원 가입이 필요합니다.)

연합인증 절차는 다음과 같습니다.

최초이용시에는
ScienceON에 로그인 → 연합인증 서비스 접속 → 로그인 (본인 확인 또는 회원가입) → 서비스 이용

그 이후에는
ScienceON 로그인 → 연합인증 서비스 접속 → 서비스 이용

연합인증을 활용하시면 KISTI가 제공하는 다양한 서비스를 편리하게 이용하실 수 있습니다.

과도 다차원 2상 유동 해석을 위한 비정렬 격자계에서의 Semi-Implicit 수치 해법 개발
The Semi-Implicit Numerical Scheme for Transient Two-Phase Flows on Unstructured Grids 원문보기

에너지공학 = Journal of energy engineering, v.17 no.4 = no.56, 2008년, pp.218 - 226  

조형규 (한국원자력연구원) ,  박익규 (한국원자력연구원) ,  윤한영 (한국원자력연구원) ,  김종태 (한국원자력연구원) ,  정재준 (한국원자력연구원)

초록
AI-Helper 아이콘AI-Helper

가압 경수로의 주요 기기에서 발생할 수 있는 과도 2상 유동(Two-phase flow) 현상에 대한 해석을 수행하기 위해 원자로 기기 열수력 해석 코드를 개발 중에 있다. 개발중인 기기 열수력 해석 코드는 지배 방정식으로 Two-phase, three-field model을 사용하고 있으며, 복잡한 기하학적 형상의 원자로 기기를 모사하기 위해 비정렬 격자계(Unstructured grid)를 활용하고 있다. 수치해석 기법으로는, 원자로 계통 해석코드 REIAP5가 사용 중이며 대부분의 원자로 내 2상 유동 조건에서 안정적이며 정확하다고 알려진 Semi-implicit 방법을 적용하였다. 그러나 기존의 Semi-implicit 방법은 1차원, 엇갈림격자(Staggered grid)에 대해 개발되었기 때문에 이를 다차원, 비정렬, 비엇갈림 격자(Non-staggered grid)에 적용하기 위해 기존의 Semi-implicit 방법을 수정하였다. 본 논문에서는 수정된 Semi-implicit 방법을 소개하고 이를 이용해 수행한 예비 계산결과를 수록하였다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

A component-scale two-phase analysis code has been developed for a realistic simulation of two-phase flow transients in a light water nuclear reactor component. In the code, a two-fluid three-field model is adopted and the governing equations are solved on an unstructured mesh. For the numerical sol...

주제어

참고문헌 (15)

  1. Yadigaroglu, G., Andreani, M., Dreier, J. and Coddinggton, P., 2003. Trends and needs in experimentation and numerical simulation for LWR safety. Nuclear Engineering and Design, 221, pp. 205-223. 

  2. Scheuerer, M. et al., 2005. Evaluation of computational fluid dynamic methods for reactor safety analysis (ECORA). Nuclear Engineering and Design, 235, 359-368. 

  3. Bestion, D. et al., 2006. Extension of CFD Codes to Twophase Flow Safety Problems. NEA/SEN/SIN/AMA(2006)2, OECD Nuclear Energy Agency. 

  4. Smith, B. L. et al., 2007. Assessment of CFD for Nuclear Reactor Safety Problems. Final for Approval by CSNI, OECD Nuclear Energy Agency. 

  5. Anderson, N., Hassan, Y., Schultz, R. 2008. Analysis of the hot gas flow in the outlet plenum of the very high temperature reactor using coupled RELAP5-3D system code and a CFD code. Nuclear Engineering and Design, 238, 274-279. 

  6. Liles, D.R. et al., 1988. TRAC-PF1/MOD Correlations and modes, NUREG/CR-5069, LA-11208-MS, Los Alamos National Laboratory, New Mexico, USA. 

  7. Bestion, D., 1994. General Description of CATHARE2 v1.3, STR/LML/EM/94-265. 

  8. Jeong, J.J., Ha, K.S., Chung, B.D. and Lee, W.J., 1999. Development of a multi-dimensional thermal-hydraulic system code, MARS 1.3.1. Annals of Nuclear Energy, 26(18), pp. 1611-1642. 

  9. The RELAP5-3D Code Development Team, 2001. RELAP5 -3D Code Manual Volume I: Code Structure, System Models and Solution Methods, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory. 

  10. The RELAP5-3D Code Development Team, 2001. RELAP5 -3D Code Manual Volume I: Code Structure, System Models and Solution Methods, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory. 

  11. Yadigaroglu, G., 2005. Computational fluid dynamics for nuclear applications: From CFD to multi-scale CMFD. Nuclear Engineering and Design, 235(2-4), pp. 153-164. 

  12. Guelfi, A. et al., 2007. NEPTUNE: A new software platform for advanced nuclear thermal hydraulics. Nuclear Science and Engineering, 156(3), pp. 281-324. 

  13. Yhurgood, M. J. et al., 1983. COBRA/TRAC - A Thermal- Hydraulic code for Transient Analysis of Nuclear Reactor Vessels and Primary Coolant Systems, NUREG/CR-3046. 

  14. Rhie, C.M. and Chow, W.L., 1983. Numerical study of the turbulent flow past an airfoil with trailing edge separation. AIAA Journal, 21(11), pp. 1525-1532. 

  15. Staedtke, H., 2006. Gas dynamic aspects of two-phase flow, Wliey-VCH Verlag GmbH & Co. KGaA Weinheim, pp. 143-147. 

저자의 다른 논문 :

LOADING...

관련 콘텐츠

저작권 관리 안내
섹션별 컨텐츠 바로가기

AI-Helper ※ AI-Helper는 오픈소스 모델을 사용합니다.

AI-Helper 아이콘
AI-Helper
안녕하세요, AI-Helper입니다. 좌측 "선택된 텍스트"에서 텍스트를 선택하여 요약, 번역, 용어설명을 실행하세요.
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.

선택된 텍스트

맨위로