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[국내논문] 단상 난류 자연대류 해석을 위한 난류 모델링 정확도 검증
Validation of Turbulence Models for Analysis of a Single-Phase Turbulent Natural Convection 원문보기

한국생산제조시스템학회지 = Journal of the Korean Society of Manufacturing Technology Engineers, v.24 no.6, 2015년, pp.682 - 686  

송익준 (Department of Mechanical Engineering, The Graduate School, Seoul Nat'l Univ. of Science & Technology) ,  신경진 (Department of Mechanical Engineering, The Graduate School, Seoul Nat'l Univ. of Science & Technology) ,  김정우 (Department of Mechanical Engineering, The Graduate School, Seoul Nat'l Univ. of Science & Technology) ,  박익규 (Korea Atomic Energy Research Institute) ,  이승준 (Korea Atomic Energy Research Institute)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

The objective of this study is to validate the performance of the current $k-{\epsilon}$ turbulence model for a single-phase turbulent natural convection, which has been considered an important phenomenon in nuclear safety. As a result, the natural convection problems in the 2D and 3D cav...

주제어

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문제 정의

  • 본 논문에서는 3차원 기기해석 코드인 CUPID 코드를 이용하여 수조 내 단상 난류 자연대류 현상을 정확히 예측하기 위한 노력의 일환으로, 단상 난류 자연대류 현상을 해석할 수 있는 난류모델링성능을 상용 코드인 ANSYS Fluent를 이용하여 점검하고자 한다. 본 논문에서 다루고자 하는 자연대류 현상은 일반적으로 많이 고려되는 강제대류 현상과 달리, 구동력이 작은 관계로 계산 시 보다 면밀한 검토가 필요하다고 하겠다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
피동안전계통의 특징은 무엇인가? 일본 후쿠시마 원자력 발전소 사고 이후로, 전력 공급이 차단된 상황에서 원자로를 냉각시킬 수 있는 피동안전계통(passive safety system)에 대한 연구는 원자력 열수력 분야에서 많은 관심을 받고있다. 피동안전계통의 하나인 수조(pool)에서의 자연대류 열혼합현상은 일반적으로 단상(single-phase) 유동에서 시작하여 2상 유동으로 진행된다.
자연대류 열혼합현상은 어떻게 진행되나? 일본 후쿠시마 원자력 발전소 사고 이후로, 전력 공급이 차단된 상황에서 원자로를 냉각시킬 수 있는 피동안전계통(passive safety system)에 대한 연구는 원자력 열수력 분야에서 많은 관심을 받고있다. 피동안전계통의 하나인 수조(pool)에서의 자연대류 열혼합현상은 일반적으로 단상(single-phase) 유동에서 시작하여 2상 유동으로 진행된다.
열수력 분야에서 다차원 해석을 수행하는 코드개발을 하는 이유는? 일반적으로 수조에서의 자연대류 열혼합 현상은 전통적인 원자로 열수력안전해석 프로그램인 RELAP5, TRACE, MARS, CATHARE 등과 같은 1차원 열수력 프로그램으로 해석이 어려운 다차원 현상이다. 그런 이유로 현재 원자력 열수력 분야에서는다차원 해석을 해석할 수 있는 코드를 개발하고자 노력중이며, 우리나라에서도 한국원자력연구원에서 CUPID 코드를 개발하고 있다[1-3].
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참고문헌 (8)

  1. Yoon, H. Y., Lee, J. R., Kim, H., Park, I. K., Song, C.-H., Cho, H. K., Jeong, J. J., 2014, Recent Improvements in the CUPID Code for a Multi-dimensional Two-phase Flow Analysis of Nuclear Reactor Components, Nucl. Eng. and Tech., 46:5 655-666. 

  2. Jeong, J. J., Yoon, H. Y., Park, I. K., Cho, H. K., Lee, H. D. 2010, Development and Preliminary Assessment of a Three-dimensional Thermal Hydraulics Code, CUPID, Nucl. Eng. and Tech., 42:3 279-296. 

  3. Yoon, H. Y.,. Park, I. K., Lee, Y. J., Jeong, J. J., 2009, An Unstructured SMAC Algorithm for Thermal Non-equilibrium Two-phase Flows, Int. Comm. Heat Mass Transfer, 36:1 16-24. 

  4. ANSYS, 2013, ANSYS Fluent Theory Guide, ANSYS, Inc. 

  5. Barakos, G., Mitsoluis, E., Assimacopoulos, D., 1994, Natural Convection Flow in a Square Cavity Revisited: Laminar and Turbulent Models with Wall Functions, Int. J. Numer. Meth. Fluids, 18:7 695-710. 

  6. Lau, G. E., Yeoh, G. H., Timchenko, V., Reizes, J. A., 2012, Application of Dynamic Global Coefficient Subgrid-scale Models to Turbulent Natural Convection in an Enclosed Tall Cavity, Phys. Fluids, 24 094105. 

  7. Cheesewright, R., King, K. J., Ziai, S., 1986, Experimental Data for the Validation of Computer Codes for the Prediction of Two-dimensional Buoyant Cavity Flows, ASME HTD-60, 75-81. 

  8. Trias, F. X., Soria, M., Oliva, A., Perez-Segarra, C. D., 2007, Direct Numerical Simulations of Two-and Three-dimensional Turbulent Natural Convection Flows in a Differentially Heated Cavity of Aspect Ratio 4, J. Fluid Mech., 586 259-293. 

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