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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2005.1
- 수록면
- 469 - 478 (10page)
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The subchannel analysis capability of MARS, a multi-dimensional thermal-hydraulic system code, has been enhanced. In
particular, the turbulent mixing and void drift models for the flow-mixing phenomena in rod bundles were improved. Then,
the subchannel analysis feature was combined with the existing coupled system thermal-hydraulics (T/H) and 3D reactor kinetics
calculation capability of MARS. These features allow for more realistic simulations of both the hot channel behavior and the
global system T/H behavior. Using the coupled features of MARS, a coupled analysis of a main steam line break (MSLB) is
carried out for demonstration purposes. The results of the calculations are very reasonable and promising.
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/ / Final Safety Analysis Report of YonggwangNuclear Units 3 and 4
/ 1970 / Subchannel and Pressure DropMeasurements in a Nine-rod Bundle for Diabatic and AdiabaticConditions
/ 1980 / Development of a Two-Fluid Two-PhaseModel for Light Water Reactor Subchannel Analysis Department of Nuclear Engineering
/ 1981 / Experimental Investigation of theEnthalpy and Mass Flow Distribution in 16-Rod Clusters with BWR-PWR-Geometries and Conditions
/ 1983 / COBRA/TRAC-A Thermal-HydraulicCode for Transient Analysis of Nuclear Reactor Vessels and Primary Coolant Systems
/ 1970 / Subchannel and Pressure DropMeasurements in a Nine-rod Bundle for Diabatic and AdiabaticConditions
/ 1980 / Development of a Two-Fluid Two-PhaseModel for Light Water Reactor Subchannel Analysis Department of Nuclear Engineering
/ 1981 / Experimental Investigation of theEnthalpy and Mass Flow Distribution in 16-Rod Clusters with BWR-PWR-Geometries and Conditions
/ 1983 / COBRA/TRAC-A Thermal-HydraulicCode for Transient Analysis of Nuclear Reactor Vessels and Primary Coolant Systems
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