Heat transfer characteristics of redan structure in large-scale test facility STELLA-2

윤정; 이제환; 김형모; 이용범; 어재혁

doi:https://doi.org/10.1016/j.net.2020.09.006

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자료유형: 학술저널

저자정보: 윤정 (한국원자력연구원) 이제환 (한국원자력연구원) 김형모 (한국원자력연구원) 이용범 (한국원자력연구원) 어재혁 (한국원자력연구원)

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제53권 제4호

발행연도: 2021.4

수록면: 1,109 - 1,118 (10page)

DOI: https://doi.org/10.1016/j.net.2020.09.006

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The construction of STELLA-2 facility is on-going to demonstrate the safety system of PGSFR and toprovide comprehensive understanding of transient behavior under DBEs. Considering that most eventsare single-phase natural circulation flow with slow transient, STELLA-2 was designed with reducedheightof 1/5 length scale. The ratio of volume to surface area in the vessel can relatively increaseresulting in excessive heat transfer. Therefore, a steady-state thermal-hydraulic analysis was performedand the effect of design change to reduce the heat transfer through redan was investigated. The heattransfer through single wall redan in STELLA-2 was 3% of the core power, comparable to 1% of the corepower in PGSFR. By applying the insulated redan, about 70% of decrease effect was observed. The effecton transient behavior was also evaluated. The conclusion of this study was directly applied to theSTELLA-2 design and the modified version is under construction

#PGSFR #STELLA-2 #Scaling distortion #Surface area to volume ratio #Redan heat transfer

참고문헌 (14)

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J. Eoh / 2016 / Computer Codes V&V Tests with a Large-Scale Sodium Thermalhydraulic Test Facility (STELLA) / ANS Annual Meeting

M. Ishii / 1998 / The three level scaling approach with application to the Purdue university multi-dimensional integral test assembly(PUMA) / Nucl. Eng. Des 186(1-2):177~211

M. P. Heisler / 1982 / Development of scaling requirements for natural convection liquid-metal fast breeder reactor shutdown heat removal test facilities / Nucl. Sci. Eng 80:347~359

M.P. Heisler / 1981 / Decay Heat Removal and Natural Convection in Fast Breeder Reactor / Menisphere :113~127

Watanabe, O. / Development of an evaluation methodology for the natural circulation decay heat removal system in a sodium cooled fast reactor / J. Nucl. Sci. Technol 52:1102~1121

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