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저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제45권 제4호
발행연도
2013.1
수록면
439 - 458 (20page)

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REX-10 is a fully-passive small modular reactor in which the coolant flow is driven by natural circulation, the RCS is pressurized by a steam-gas pressurizer, and the decay heat is removed by the PRHRS. To confirm design decisions and analyze the transient responses of an integral PWR such as REX-10, a thermal-hydraulic system code named TAPINS (Thermal-hydraulic Analysis Program for INtegral reactor System) is developed in this study. Based on a one-dimensional four-equation drift-flux model, TAPINS incorporates mathematical models for the core, the helical-coil steam generator, and the steam-gas pressurizer. The system of difference equations derived from the semi-implicit finite-difference scheme is numerically solved by the Newton Block Gauss Seidel (NBGS) method. TAPINS is characterized by applicability to transients with non-equilibrium effects, better prediction of the transient behavior of a pressurizer containing non-condensable gas, and code assessment by using the experimental data from the autonomous integral effect tests in the RTF (REX-10 Test Facility). Details on the hydrodynamic models as well as a part of validation results that reveal the features of TAPINS are presented in this paper.
#REX-10 #Fully-passive Integral PWR #TAPINS #Thermal-hydraulic System Code #Four-equation Drift-flux Model #Code Assessment

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B. Chexal / 1986 / A Full-range Drift-flux Correlation for Vertical Flows google schola B. Chexal / 1992 / A Void Fraction Correlation for Generalized Applications / Prog. Nucl. Energy 27 : 255 ~ 295 google schola B. U. Bae / 2012 / Design of Condensation Heat Exchanger for the PAFS (Passive Auxiliary Feedwater System) of APR+ (Advanced Power Reactor Plus) / Ann. Nucl. Energ. 46 : 134 google schola D. Zigrang / 1985 / A Review of Explicit Friction Factor Equations / Journal of Energy Resources Technology 107 : 280 ~ 283 google schola H. S. Park / 2008 / Experimental Study on the Natural Circulation of a Passive Residual Heat Removal System for an Integral Reactor Following a Safety Related Event / Ann. Nu google schola

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