SCIE
SCOPUS
KCI등재
Prediction of dryout-type CHF for rod bundle in natural circulation loop under motion condition
저자
Huang, Siyang ; Tian, Wenxi ; Wang, Xiaoyang ; Chen, Ronghua ; Yue, Nina ; Xi, Mengmeng ; Su, G.H. ; Qiu, Suizheng 연구자관계분석
발행기관
학술지명
Nuclear Engineering and Technology(Nuclear Engineering and Technology)
권호사항
발행연도
2020
작성언어
English
주제어
등재정보
SCIE,SCOPUS,KCI등재
자료형태
학술저널
발행기관 URL
수록면
721-733(13쪽)
제공처
In nuclear engineering, the occurrence of critical heat flux (CHF) is complicated for rod bundle, and it is much more difficult to predict the CHF when it is in natural circulation under motion condition. In this paper, the dryout-type CHF is investigated for the rod bundle in a natural circulation loop under rolling motion condition based on the coupled analysis of subchannel method, a one-dimensional system analysis method and a CHF mechanism model, namely the three-fluid model for annular flow. In order to consider the rolling effect of the natural circulation loop, the subchannel model is connected to the one-dimensional system code at the inlet and outlet of the rod bundle. The subchannel analysis provides the local thermal hydraulic parameters as input for the CHF mechanism model to calculate the occurrence of CHF. The rolling motion is modeled by additional motion forces in the momentum equation. First, the calculation methods of the natural circulation and CHF are validated by a published natural circulation experiment data and a CHF empirical correlation, respectively. Then, the CHF of the rod bundle in a natural circulation loop under both the stationary and rolling motion condition is predicted and analyzed. According to the calculation results, CHF under stationary condition is smaller than that under rolling motion condition. Besides, the CHF decreases with the increase of the rolling period and angular acceleration amplitude within the range of inlet subcooling and mass flux adopted in the current research. This paper can provide useful information for the prediction of CHF in natural circulation under motion condition, which is important for the nuclear reactor design improvement and safety analysis.
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