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Computational analysis of downcomer boiling phenomena using a component thermal hydraulic analysis code, CUPID / Hyoung Kyu Cho in Transactions of the ASME . Journal of engineering for gas turbines and power, Vol. 133 N° 5 (Mai 2011) 

Public ISBD [article]  in Transactions of the ASME . Journal of engineering for gas turbines and power > Vol. 133 N° 5 (Mai 2011) . - 09 p. Titre : Computational analysis of downcomer boiling phenomena using a component thermal hydraulic analysis code, CUPID Type de document : texte imprimé Auteurs : Hyoung Kyu Cho, Auteur ; Byong-Jo Yun, Auteur ; Ik Kyu Park, Auteur Année de publication : 2012 Article en page(s) : 09 p. Note générale : Génie Mécanique Langues : Anglais (eng) Mots-clés : Boilers  Fission  reactor  theory  Two-phase  flow Index. décimale : 620.1 Essais des matériaux. Défauts des matériaux. Protection des matériaux Résumé : For the analysis of transient two-phase flows in nuclear reactor components such as a reactor vessel, a steam generator, and a containment, KAERI has developed a three-dimensional thermal hydraulic code, CUPID. It adopts a three-dimensional, transient, two-phase and three-field model and includes various physical models and correlations of the interfacial mass, momentum, and energy transfer for the closure. In the present paper, the CUPID code and its two-phase flow models were assessed against the downcomer boiling experiment, which was performed to simulate the downcomer boiling phenomena. They may happen in the downcomer of a nuclear reactor vessel during the reflood phase of a postulated loss of coolant accident. The stored energy release from the reactor vessel to the liquid inside the downcomer causes the boiling on the wall, and it can reduce the hydraulic head of the accumulated water, which is the driving force of water reflooding to the core. The computational analysis using the CUPID code showed that it can appropriately predict the multidimensional boiling phenomena under a low pressure and low flow rate condition with modification of the bubble size model. DEWEY : 620.1 ISSN : 0742-4795 En ligne : http://scitation.aip.org/getabs/servlet/GetabsServlet?prog=normal&id=JETPEZ00013 [...] [article] Computational analysis of downcomer boiling phenomena using a component thermal hydraulic analysis code, CUPID [texte imprimé] / Hyoung Kyu Cho, Auteur ; Byong-Jo Yun, Auteur ; Ik Kyu Park, Auteur . - 2012 . - 09 p. Génie Mécanique Langues : Anglais (eng) in Transactions of the ASME . Journal of engineering for gas turbines and power > Vol. 133 N° 5 (Mai 2011) . - 09 p. Mots-clés : Boilers  Fission  reactor  theory  Two-phase  flow Index. décimale : 620.1 Essais des matériaux. Défauts des matériaux. Protection des matériaux Résumé : For the analysis of transient two-phase flows in nuclear reactor components such as a reactor vessel, a steam generator, and a containment, KAERI has developed a three-dimensional thermal hydraulic code, CUPID. It adopts a three-dimensional, transient, two-phase and three-field model and includes various physical models and correlations of the interfacial mass, momentum, and energy transfer for the closure. In the present paper, the CUPID code and its two-phase flow models were assessed against the downcomer boiling experiment, which was performed to simulate the downcomer boiling phenomena. They may happen in the downcomer of a nuclear reactor vessel during the reflood phase of a postulated loss of coolant accident. The stored energy release from the reactor vessel to the liquid inside the downcomer causes the boiling on the wall, and it can reduce the hydraulic head of the accumulated water, which is the driving force of water reflooding to the core. The computational analysis using the CUPID code showed that it can appropriately predict the multidimensional boiling phenomena under a low pressure and low flow rate condition with modification of the bubble size model. DEWEY : 620.1 ISSN : 0742-4795 En ligne : http://scitation.aip.org/getabs/servlet/GetabsServlet?prog=normal&id=JETPEZ00013 [...]

Two-phase flow parameters of a downcomer boiling during a postulated reflood phase of APR1400 / Byong-Jo Yun in La Houille blanche, N° 4 (2009) 

Public ISBD [article]  in La Houille blanche > N° 4 (2009) . - p. 44-51 Titre : Two-phase flow parameters of a downcomer boiling during a postulated reflood phase of APR1400 Titre original : Paramètres d'écoulement diphasique dans un ébullition a la cuve en acier pendant un refroidissement d'un APRP de APR1400 Type de document : texte imprimé Auteurs : Byong-Jo Yun, Auteur ; Dong-Jin Euh, Auteur ; Chul-Hwa Song, Auteur Article en page(s) : p. 44-51 Note générale : Hydraulique Résumés en Français et Anglais Langues : Anglais (eng) Mots-clés : Ecoulement  diphasique  Ébullition  Cuve  en  acier  Refroidissement Index. décimale : 551.4 Résumé : Downcomer boiling phenomena is one of the key issues for a postulated large-break LOCA (LBLOCA) in a conventional pressurized water reactor, because it can degrade the hydraulic head of the coolant in the downcomer and consequently affect the reflood flow rate for a core cooling. To investigate the thermal hydraulic behavior in the downcomer region of the APR1400, a test program for a downcomer boiling is being progressed for the reflood phase of a postulated LBLOCA. Test was performed in a one side heated rectangular test channel which was designed by adopting a full-pressure, full-height, and full-size downcomer-gap approach, but with the circumferential length was reduced 47.08-fold. The test consists of two steps : (I) for the global two-phase flow parameters and (II) for the local two-phase flow parameters. The step-I test has already been completed. In the present paper, the experimental results of the step-II test are introduced. Le phénomène d'ébullition est considéré comme l'une des principales causes d'incident grave par APRP (Accident de Perte de Réfrigérant Primaire, LBLOCA)) dans un réacteur à eau pressurisée, car il peut causer une perte de la charge hydraulique dans le downcomer dan la cuve et, par conséquent, affecter le débit de remplissage nécessaire pour refroidissement du coeur. Pour étudier le comportement thermo-hydraulique dans downcomer du réacteur APR1400, un essai a été mené sur l'ébullition d'eau dans le downcomer pendant la phase de refroidissement sous l'hypothèse de LBLOCA. Cet essai a été effectué dans un canal rectangulaire chauffé d'un côté doté des vraies conditions de pression, de hauteur, et des conditions d'alimentation du downcomer, mais avec la longueur circonférentielle réduite. L'essai comporte deux étapes : (I) pour les paramètres macroscopiques d'écoulement diphasique, (II) pour les paramètres microscopiques d'écoulement diphasique. L'essai de l'étape-I a déjà été achevé. Dans le présent document, les résultats expérimentaux de l'étape -II seront mis à jour. DEWEY : 553.7 ISSN : 0018-6368 RAMEAU : Ecoulement diphasique En ligne : http://www.shf-lhb.org/index.php?option=article&access=standard&Itemid=129&url=/ [...] [article] Two-phase flow parameters of a downcomer boiling during a postulated reflood phase of APR1400 = Paramètres d'écoulement diphasique dans un ébullition a la cuve en acier pendant un refroidissement d'un APRP de APR1400 [texte imprimé] / Byong-Jo Yun, Auteur ; Dong-Jin Euh, Auteur ; Chul-Hwa Song, Auteur . - p. 44-51. Hydraulique Résumés en Français et Anglais Langues : Anglais (eng) in La Houille blanche > N° 4 (2009) . - p. 44-51 Mots-clés : Ecoulement  diphasique  Ébullition  Cuve  en  acier  Refroidissement Index. décimale : 551.4 Résumé : Downcomer boiling phenomena is one of the key issues for a postulated large-break LOCA (LBLOCA) in a conventional pressurized water reactor, because it can degrade the hydraulic head of the coolant in the downcomer and consequently affect the reflood flow rate for a core cooling. To investigate the thermal hydraulic behavior in the downcomer region of the APR1400, a test program for a downcomer boiling is being progressed for the reflood phase of a postulated LBLOCA. Test was performed in a one side heated rectangular test channel which was designed by adopting a full-pressure, full-height, and full-size downcomer-gap approach, but with the circumferential length was reduced 47.08-fold. The test consists of two steps : (I) for the global two-phase flow parameters and (II) for the local two-phase flow parameters. The step-I test has already been completed. In the present paper, the experimental results of the step-II test are introduced. Le phénomène d'ébullition est considéré comme l'une des principales causes d'incident grave par APRP (Accident de Perte de Réfrigérant Primaire, LBLOCA)) dans un réacteur à eau pressurisée, car il peut causer une perte de la charge hydraulique dans le downcomer dan la cuve et, par conséquent, affecter le débit de remplissage nécessaire pour refroidissement du coeur. Pour étudier le comportement thermo-hydraulique dans downcomer du réacteur APR1400, un essai a été mené sur l'ébullition d'eau dans le downcomer pendant la phase de refroidissement sous l'hypothèse de LBLOCA. Cet essai a été effectué dans un canal rectangulaire chauffé d'un côté doté des vraies conditions de pression, de hauteur, et des conditions d'alimentation du downcomer, mais avec la longueur circonférentielle réduite. L'essai comporte deux étapes : (I) pour les paramètres macroscopiques d'écoulement diphasique, (II) pour les paramètres microscopiques d'écoulement diphasique. L'essai de l'étape-I a déjà été achevé. Dans le présent document, les résultats expérimentaux de l'étape -II seront mis à jour. DEWEY : 553.7 ISSN : 0018-6368 RAMEAU : Ecoulement diphasique En ligne : http://www.shf-lhb.org/index.php?option=article&access=standard&Itemid=129&url=/ [...]