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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제41권 제3호
발행연도
2009.1
수록면
295 - 306 (12page)

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The subchannel grade void distributions in the NUPEC (Nuclear Power Engineering Corporation) BFBT (BWR Full-Size Fine-Mesh Bundle Tests) facility were evaluated with the subchannel analysis code MATRA and the system code MARS. Fifteen test series from five different test bundles were selected for an analysis of the steady-state subchannel void distributions. Two transient cases, a turbine trip without a bypass as a typical power transient and a re-circulation pump trip as a flow transient, were also chosen for this analysis. It was found that the steady-state void distributions calculated by both the MATRA and MARS codes coincided well with the measured data in the range of thermodynamic qualities from 5 % to 25 %. The results of the transient calculations were also similar and were highly feasible. However, the computational aspects of the two codes were clearly different.
#Subchannel Flow Mixing #Void Distributions in a Rod Bundle #MATRA #MARS #BFBT Data

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A. Tapucu / 1998 / Experimental Investigation of Mass Exchanges Between Two Laterally Interconnected Two-Phase Flows / Nucl. Eng. Design 105 : 295 ~ google schola B. Neykov / 2005 / NUPEC BWR Full-Size Fine-Mesh Bundle Test Benchmark / OECD Nuclear Energy Agency google schola C.W. Stewart / 1977 / COBRA-IV: The Model and The Method google schola D.H. Hwang / 2000 / Assessment of the Interchannel Mixing Model with a Subchannel Analysis Code for BWR and PWR Conditions / Nucl. Eng. Design 199 : 257 ~ google schola D.H. Hwang / 2007 / Mass Velocity and Cold-wall Effects on Critical Heat Flux in an Advanced Light Water Reactor / Nucl. Eng. Design 237 : 369 ~ google schola

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