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자료유형
학술저널
저자정보
D.H. Cho (KEPCO International Nuclear Graduate School) Aya Diab (KEPCO International Nuclear Graduate School) S.Y. Lee (KEPCO International Nuclear Graduate School)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 한국전산유체공학회지 제24권 제2호
발행연도
2019.6
수록면
50 - 57 (8page)
DOI
10.6112/kscfe.2019.24.2.050

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In the wake of Fukushima accident, controlling the hydrogen risk has become a priority for the safety of nuclear power plants. While lumped-parameter system codes are computationally efficient, they do not provide precise information on the local hydrogen distribution. On the other hand, computational fluid dynamics (CFD) codes provide detailed information on local phenomena. In this work, a three-dimensional CFD simulation of the PANDA facility is developed using the CFD code, CUPID. Specifically, the simulation of the thermal-hydraulic experiments OECD/SETH-2 ST1 test series is presented in the current paper. The code predictions of the concentration during the mixing and stratification phases are compared to the experimental data. This effort is part of an ongoing effort to understand the local behavior of steam-hydrogen releases in nuclear reactor containment in support of accident management and simultaneously serves as a validation of the CUPID code to assess it applicability for containment analyses.

목차

1. Introduction
2. PANDA facility and test description
3. Model development
4. Results and discussion
5. Conclusion
References

참고문헌 (14)

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