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학술저널
저자정보
Ramin Gholamalishahi (a Department of Nuclear Engineering, Bushehr Branch, Islamic Azad University, Bushehr, Iran) Hamidreza Vanaie (Department of Sciences, Bushehr Branch, Islamic Azad University, Bushehr, Iran) Ebrahim Heidari (Department of Sciences, Bushehr Branch, Islamic Azad University, Bushehr, Iran) Rouhollah Gheisari (Physics Department, Persian Gulf University, Bushehr, 75169, Iran)
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제53권 제6호
발행연도
2021.6
수록면
1,769 - 1,785 (17page)
DOI
https://doi.org/10.1016/j.net.2020.11.027

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The Integral Pressurized Water Reactors (IPWRs) as the innovative advanced and generation-III þ reactors are under study and developments in a lot of countries. This paper is aimed at the thermalhydraulic study of the hot and average fuel sub-channel in a Generation III þ IPWR by loose externalcoupling to the neutronic simulation. The power produced in fuel pins is calculated by the neutronicsimulation via MCNPX2.6 then fuel and coolant temperature changes along fuel sub-channels evaluatedby computational fluid dynamic thermal hydraulic calculation through an iterative coupling. The relativepower densities along the fuel pin in hot and average fuel sub-channel are calculated in sixteen equaldivisions. The highest centerline temperature of the hottest and the average fuel pin are calculated as633 K (359.85 C) and 596 K (322.85 C), respectively. The coolant enters the sub-channel with a temperatureof 557.15 K (284 C) and leaves the hot sub-channel and the average sub-channel with atemperature of 596 K (322.85 C) and 579 K (305.85 C), respectively. It is shown that the spacer grids result in the enhancement of turbulence kinetic energy, convectionheat transfer coefficient along the fuel sub-channels so that there is an increase in heat transfer coefficientabout 40%. The local fuel pin temperature reduction in the place and downstream the space gridsdue to heat transfer coefficient enhancement is depicted via a graph through six iterations of neutronicand thermal hydraulic coupling calculations.Working in a low fuel temperature and keeping a significantgap below the melting point of fuel, make the IPWR as a safe type of generation eIII þ nuclear reactor.
#Hot fuel sub-channel #Thermal hydraulic #Heat transfer coefficient #IPWR

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D. T. Ingersoll / 2009 / Deliberately small reactors and the second nuclear era / Prog. Nucl. Energy 51:589~603 google schola NEA / 2011 / Current Status, Technical Feasibility, and Economics of Small Nuclear Reactors google schola J. Vujic / 2012 / Small modular reactors: simpler, safer, cheaper / Energy 45:288~295 google schola X. Yan / 2012 / Study of a nuclear energy supplied steelmaking system for nearterm application / Energy 39:154~165 google schola W. K. In / 2002 / Assessment of core protection and monitoring systems for an advanced reactor SMART / Ann. Nucl. Energy 29:609~662 google schola

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