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논문 상세정보

KMRR 핵연료에 대한 고유량 임계열속 상관식 개발

Development of a High Flow CHF Correlation for the KMRR Fuel

초록

KMRR 노심의 열수력 설계 및 안전 해석을 위한 고유량 CHF 상관식을 개발하였다. 상관식 개발에는 fin이 부착된 경우와 부착되지 않은 경우의 가열봉에 대한 단일봉 CHF 실험 자료를 사용하였다. 상관식은 Reynolds 수, 열역학 평형 건도, 액상과 기상의 밀도비 및 등가수력 직경비 등의 무차원 변수로 이루어져 있으며, fin이 있는 경우와 없는 경우의 가열 둘레비를 사용하여 fin의 영향을 고려하였다. 이처럼 단일봉에 대하여 개발된 상관식의 KMRR 핵연료 집합체에 대한 적용 타당성을 보이기 위하여 비가열면 및 축방향 비균일 출력 분포의 영향을 논의하였다. CHF 실험 자료 분석 결과, 상관식 한계 DNBR은 1.44로 결정되었다.

Abstract

A high flow critical heat flux (CHF) correlation, based on the single-pin CHF experimental data for finned and unfinned heated rods, was developed for the thermal-hydraulic design and safety analysis of the Korea Multi-purpose Research Reactor (KMRR) core. The correlation consists of dimensionless parameters such as Reynolds number, thermodynamic equilibrium quality, liquid-to-vapor density ratio, and hydraulic equivalent diameter ratio. The fin effect was taken into account in the correlation by a finned-to-unfinned heated perimeter ratio. The effects of a cold wall and non-uniform axial power distribution ore discussed to verify the applicability of the single-pin based correlation to the KMRR fuel bundle. The correlation limit departure from nucleate boiling ratio (DNBR) was determined as 1.44 from the statistical analysis of the CHF data.

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