On the Safety and Performance Demonstration Tests of Prototype Gen-IV Sodium-Cooled Fast Reactor and Validation and Verifi cation of Computational Codes

김종범

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자료유형: 학술저널

저자정보: 김종범

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제48권 제5호

발행연도: 2016.1

수록면: 1,083 - 1,095 (13page)

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The design of Prototype Gen-IV Sodium-Cooled Fast Reactor (PGSFR) has been developed and the validation and verification (V&V) activities to demonstrate the system performance and safety are in progress. In this paper, the current status of test activities is described briefly and significant results are discussed. The large-scale sodium thermal-hydraulic test program, Sodium Test Loop for Safety Simulation and Assessment-1 (STELLA-1), producedsatisfactory results, which were used for the computer codes V&V, and the performance test results of the model pump in sodiumshowed good agreement with those in water. The second phase of the STELLA program with the integral effect tests facility, STELLA-2, is in the detailed design stage of the design process. The sodium thermal-hydraulic experiment loop for finned-tube sodium-to-air heat exchanger performance test, the intermediate heat exchanger test facility, and the test facility for the reactor flow distribution are underway. Flow characteristics test in subchannels of a wire-wrapped rod bundle has been carried out for safety analysis in the core and the dynamic characteristic test of upper internal structure has been performed for the seismic analysis model for the PGSFR. The performance tests for control rod assemblies (CRAs) have been conducted for control rod drive mechanism driving parts and drop tests of the CRA under scram condition were performed. Finally, three types of inspection sensors under development for the safe operation of the PGSFR were explained with significant results.

#Dynamic Characteristic #Inspection #Performance Demonstration Test #Prototype Sodium-Cooled Fast Reactor #Thermal-Hydraulic #Validation and Verification Test

참고문헌 (29)

참고문헌 신청

H.K. Koo / 2015 / Status of the fast reactor technology development in Korea / 48th TWG-FR Meeting

J. Yoo / 2016 / Overall reactor system description of prototype gen-IV sodium cooled fast reactor / Transactions of 2016 ANS Annual Meeting

P. Dufour / 2015 / Sodium fast reactor / 2015 GIF Symposium

P. Chellapandi / 2011 / Overviews of SFR safety in India / Second Joint GIF-IAEA/INPRO Consultancy Meeting on Safety Aspects of SFRs

H. Kamide / 2013 / Sodium experiments on natural circulation decay heat removal and 3D simulation of plenum thermal hydraulics / nternational Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles

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