• 제목/요약/키워드: RELAP5 MOD3.3

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Validation of RELAP5 MOD3.3 code for Hybrid-SIT against SET and IET experimental data

  • Yoon, Ho Joon;Al Naqbi, Waleed;Al-Yahia, Omar S.;Jo, Daeseong
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제52권9호
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    • pp.1926-1938
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    • 2020

  • We validated the performance of RELAP MOD3.3 code regarding the hybrid SIT with available experimental data. The concept of the hybrid SIT is to connect the pressurizer to SIT to utilize the water inside SIT in the case of SBO or SB-LOCA combined with TLOFW. We investigated how well RELAP5 code predicts the physical phenomena in terms of the equilibrium time, stratification, condensation against Separate Effect Test (SET) data. We also conducted the validation of RELAP5 code against Integrated Effect Test (IET) experimental data produced by the ATLAS facility. We followed conventional approach for code validation of IET data, which are pre-test and post-test calculation. RELAP5 code shows substantial difference with changing number of nodes. The increase of the number of nodes tends to reduce the condensation rate at the interface between liquid and vapor inside the hybrid SIT. The environmental heat loss also contributes to the large discrepancy between the simulation results of RELAP5 and the experimental data.

  • https://doi.org/10.1016/j.net.2020.02.007 인용 PDF KSCI

동방향 성층이상유동에서의 직접접촉 응축현상에 대한 해석 (An Analysis on Direct-Contact Condensation in Horizontal Cocurrent Stratified How of Steam and Cold Water)

  • Lee, Sukho;Kim, Hho-Jung
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제24권2호
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    • pp.130-140
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    • 1992

  • 동방향 성층이상유동에서의 직접적촉 응축현상을 일차원 모델인 RELAP5/MOD2와 /MOD3를 이용하여 해석하였으며, 해석결과를 Northwestern의 실험결과와 비교·검토하였다. 해석결과 RELAP5의 공유열전달 모델은 동방향 성층이상유동에서 응축율을 비교적 잘 예측하고 있다. 그러나 공유접촉면에 파형이 생기는 경우는 물경계두께 및 국부 열전달계수는 유사한 범위로 일치할분 현상을 예측하는데 상당한 차이가 있다.

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RELAP5/MOD2 코드에 의한 대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3의 열수력 현상 예측 (Prediction of Thermal-Hydraulic Phenomena in the LBLOCA Experiment L2-3 Using RELAP5/MOD2)

  • Bang, Young-Seok;Chung, Bub-Dong;Kim, Hho-Jung
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제23권1호
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    • pp.56-65
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    • 1991

  • RELAP5/MOD2 Cycle 36.04코드를 이용하여 LOFT대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3를 계산함으로써 코드의 대형냉각재상실사고에 관련된 열수력현상 예측능력을 평가하였다. 기본계산에서 원자로 압력용기는 이중노심유로와 분리강수관 모델로 모사되었다. 기본계산의 결과 계통의 전반적인 수력학적 거동과 감압기간동안 노심 고출력 부위에서의 열적 거동은 비교적 타당하게 예측되었다. 한편 과냉각-이상유동의 천이 기간동안 임계유량모델, 고질량유속에서의 임계열유속 상관식, 감압기간중의 재접수(Blowdown Rewet)의 판정기준등 코드의 모델/상관식의 부분적 결함이 발견되었다. 이 결함들에 의해 냉각재 재고량이 과대 평가되어 재환수기간의 노심의 열적거동 예측의 정확도가 감소되었다. RELAP5/MOD2 Cycle 36.04로 부터 개선된 코드를 사용한 계산 결과 재접수 현상의 예측 정확도를 개선할 수 있었다.

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RELAP5 / MOD3/ KAERI의 임계유동모델을 위한 실제적 배출계수의 정량화 (Quantification of Realistic Discharge Coefficients for the Critical Flow Model of RELAP5/MOD3/KAERl)

  • 권태순;정법동;이원재;이남호;허재영
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제27권5호
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    • pp.701-709
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    • 1995

  • RELAP5 /MOD3/KAERl의 임계유동모델을 위한 실제적인 배출계수들을 9개의 MARVIKEN 임계유동실험 의 평가계산을 통하여 과냉각과 이상임계유동에 대하여 구하였다. 선택된 실험에는 높은 초기 과냉각도와 큰 노즐 세 장비(L/D)인 것들이 포함되었다. 코드의 평가결과는 RELAP5/MOD3/KAERI은 과냉각임계유동을 크게 예측하고 이 상임계유동은 작게 예측함을 보이고 있다. 이러한 결과들을 이용하여 임계유동모델의 실제적인 배출계수들을 반복법으로 정량화 하였다. 실제적인 배출계 수는 과냉각임계유동이 0.89 그리고 이상임계유동이 1.07로 결정되었으며 관련 표준편차는 각 각 0.0349과 0.1189이다. 본 연구로부터 얻어진 결과는 대형냉각재 상실사고의 실제적인 계통반응 계산과 비상노심냉각계통 성능평가에 적용할 수 있다.

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