Zaawansowana symulacja termo-hydrauliczna reaktorów jądrowych jest wprowadzana przy użyciu kodu CUPID, który jest trójwymiarowym kodem analizy przepływu dwufazowego. Wykładowca opracował ten kod, gdy pracował dla Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Przedstawione zostaną modele matematyczne i fizyczne przyjęte w CUPID. Następnie zostanie przedstawione zastosowanie CUPID w jądrowej analizie termo-hydraulicznej. Omówiony zostanie szeroki zakres zastosowań, od analizy w skali CFD w celu rozwiązania lokalnych zjawisk po analizę bezpieczeństwa całego układu chłodzącego reaktora. Metody analizy wieloskalowej i wielofizycznej są stosowane do analizy bezpieczeństwa o wysokiej rozdzielczości przy użyciu CUPID. Koncepcja analizy wieloskalowej i wielofizycznej zostanie wyjaśniona wraz z ich zastosowaniami.