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RECENT IMPROVEMENTS IN THE CUPID CODE FOR A MULTI-DIMENSIONAL TWO-PHASE FLOW ANALYSIS OF NUCLEAR REACTOR COMPONENTS 원문보기

Nuclear engineering and technology : an international journal of the Korean Nuclear Society, v.46 no.5, 2014년, pp.655 - 666  

Yoon, Han Young (Korea Atomic Energy Research Institute) ,  Lee, Jae Ryong (Korea Atomic Energy Research Institute) ,  Kim, Hyungrae (Korea Atomic Energy Research Institute) ,  Park, Ik Kyu (Korea Atomic Energy Research Institute) ,  Song, Chul-Hwa (Korea Atomic Energy Research Institute) ,  Cho, Hyoung Kyu (Department of Nuclear Engineering, Seoul National University) ,  Jeong, Jae Jun (School of Mechanical Engineering, Pusan National University)

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

The CUPID code has been developed at KAERI for a transient, three-dimensional analysis of a two-phase flow in light water nuclear reactor components. It can provide both a component-scale and a CFD-scale simulation by using a porous media or an open media model for a two-phase flow. In this paper, r...

주제어

#The CUPID Code   #Domain Decomposition Parallel Method   #Code Coupling Via Heat Structure   #Steam Generator  

참고문헌 (22)

  1. J. J. Jeong, K. S. Ha, B. D. Chung, and W. J. Lee, "Development of a multi-dimensional thermal-hydraulic system code, MARS 1.3.1," Annals of Nuclear Energy, vol. 26, no. 18, pp. 1611-1642 (1999). 

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