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Annals of nuclear energy v.113, 2018년, pp.332 - 343   SCI SCIE
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Multi-scale analysis of an ATLAS-MSLB test using the coupled CUPID/MARS code

Park, Ik Kyu (Korea Atomic Energy Research Institute, 1045 Daedeok-daro, Yuseong-gu, Daejeon, Republic of Korea ) ; Cho, Seok (Korea Atomic Energy Research Institute, 1045 Daedeok-daro, Yuseong-gu, Daejeon, Republic of Korea ) ; Kang, Doo Hyuk (Sentech, 105 Sinildong-ro, Daedeok-gu, Daejeon, Republic of Korea ) ;
  • 초록  

    Abstract This study describes a multi-scale nuclear safety analysis method for a main steam line break accident, which focuses on the 3-dimensional approach for the coolant temperature in the reactor pressure vessel related to the re-criticality and/or pressurizer thermal shock. The direct coupled code, CUPID/MARS, where CUPID is a 3-dimensional two-phase flow analysis code and MARS is a 1-dimensional nuclear system analysis code, was validated against a main steam line break test in the ATLAS facilities, which are a 1/2 scale integral test loop for a Korean APR1400 PWR. The calculation indicates that the suggested 4-step method, which expands the previous 2-step method of steady-state and transient calculations of a 1-dimensional system code, is valid for analyzing a direct 1-D/3-D coupled safety analysis, and the 3-dimensional temperature distribution in the downcomer agrees with the measured result. Highlights A multi-scale analysis methodology using CUPID and MARS codes is proposed. ATLAS-MSLB were successfully simulated by the proposed methodology. CUPID/MARS will be valid for analyzing a nuclear reactor system with 3-D components.


  • 주제어

    Multi-scale .   Coupled .   Safety analysis .   CUPID .   MARS.  

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