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The SMART is a small modular nuclear reactor that was developed at the Korea Atomic Energy Research Institute and is in the process of being evaluated using intense validation tests for future construction in Saudi Arabia. The system design was based on accidents that include station black out, in which the SMART can assure integrity of nuclear fuels by removing decay heat through natural circulation. Facility to Investigate Natural Circulation in SMART (FINCLS) was constructed to understand single- and two-phase natural circulation phenomena in SMART using a simplified loop. Two single-phase natural circulation tests were performed under two different pressures(i.e., 1.1 MPa and 2.5 MPa). When the heater power was increased, the circulation mass flow rate increased due to the higher density-driven force. The experimental results were compared with those from a force-balance equation and from a code calculation. For the code calculation, the MARS-KS code was employed by considering FINCLS geometry and the heat loss. The error in the flow rate from the force-balance equation improved from 6.2% (1.1 MPa) and 10.7% (2.5 MPa) to 2.7% (1.1 MPa) and 3.0% (2.5 MPa), respectively, when the core to steam generator elevation difference was defined based on the density distribution rather than the geometry. In the MARS-KS code calculation, the error was 1.1 % at 1.1 MPa, but the error increased to 5.5% at 2.5 MPa. At 2.5 MPa, the temperature profile inside the steam generator was not well reproduced, which led to higher driving force. Further analysis is required using a wider range of test data.
#SMART(SMART 원자로) #Integral reactor(일체형 원자로) #Natural circulation(자연순환) #MARS #Force-balance equation(힘 평형 방정식)

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 실험 장치 및 실험 결과
3. 해석 방법
4. 실험 및 해석 결과 비교
5. 결론
References

참고문헌 (8)

참고문헌 신청
Kim, K. K. / 2014 / SMART: The First Licensed Advanced Integral Reactor / Journal of Energy and Power Engineering 8:94~102 google schola KAERI / 2009 / MARS code manual vol.1: Code structure, system models and solution methods google schola Bestion, D. / A State-of-the-art Report on Scaling in System Thermalhydraulics Applications to Nuclear Reactor Safety and Design google schola Gartia, M. R. / 2006 / A Generalized Flow Correlation for Two-phase Natural Circulation Loops / Nuclear Engineering and Design 236:1800~1809 google schola Swapnalee, B.T. / 2011 / A Generalized Flow Equation for Single Phase Natural Circulation Loops Obeying Multiple Friction Laws / International Journal of Heat and Mass transfer Heat and Mass transfer 54:2618~2629 google schola

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