Hejzlar, P.;Dostal, V.;Driscoll, M.J.;Dumaz, P.;Poullennec, G.;Alpy, N.
Nuclear Engineering and Technology
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v.38
no.2
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pp.109-118
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2006
Various indirect power cycle options for a helium cooled gas cooled fast reactor (GFR) with particular focus on a supercritical $CO_2(SCO_2)$ indirect cycle are investigated as an alternative to a helium cooled direct cycle GFR. The balance of plant (BOP) options include helium-nitrogen Brayton cycle, supercritical water Rankine cycle, and $SCO_2$ recompression Brayton power cycle in three versions: (1) basic design with turbine inlet temperature of $550^{\circ}C$, (2) advanced design with turbine inlet temperature of $650^{\circ}C$ and (3) advanced design with the same turbine inlet temperature and reduced compressor inlet temperature. The indirect $SCO_2$ recompression cycle is found attractive since in addition to easier BOP maintenance it allows significant reduction of core outlet temperature, making design of the primary system easier while achieving very attractive efficiencies comparable to or slightly lower than, the efficiency of the reference GFR direct cycle design. In addition, the indirect cycle arrangement allows significant reduction of the GFR &proximate-containment& and the BOP for the $SCO_2$ cycle is very compact. Both these factors will lead to reduced capital cost.
The differential fast neutron spectra above 0.5 Mev at particular spatial positions in tile reactor(TRIGA MARK-II) core has been determined experimentally using several threshold activation detectors. The series expansion technique utilizing the concept of least squares optimization was used to obtain an approximate solution to the set of integral equations which are defined by the experimentally determined activation data. The influence of use of different weighting functions in the solution was analyzed in each measurement. To carry out the necessary mathematical calculations, a computer code for the UNIVAC 1106 digital computer has been prepared. Good agreement was achieved between the differential fast neutron spectra determined in this work and the computed flux determined independently using space-independent multigroup transport theory.
This study investigated mixing scenarios of the low and high conversion ratios (CRs) of fast reactors (FRs). The fuel cycle was modeled so as to minimize the spent fuel (SF) or transuranics (TRU) inventories. The scenarios were modeled for a single low CR of 0.61 and a high CR of 1.0. The study also investigated the mixing scenario of low-high CR and/or high-low CR. The SF and TRU inventories, associated with different scenarios, were compared to those of the light water reactor (LWR) once-through (OT) case. Also, the important isotope concentration and long-term heat (LTH) load were calculated and compared to those of the OT cycle. As a result, it is known that the deployment of FRs of low CR burns more TRU and results in a reduction of the out-of-pile TRU inventory and LTH with low deployment capacity. This study shows that the mixing strategy of FRs of low and high CR can reduce the SF and TRU inventories with lower deployment capacity as compared with a single deployment of FRs of high CR.
The wire-wrapped fuel bundle is an assembly design in a sodium-cooled fast reactor. A wire spacer is used to maintain a constant gap between rods and to enhance the mixing of coolants. The wire makes the flow complicated by creating a sweeping flow and vortex flow. The vortex affects the flow field and heat transfer inside the subchannels. However, studies on vortices in this geometry are limited. The purpose of this research is to investigate the vortex flow created in the wire-wrapped fuel bundle. For analysis, a RANS-based numerical analysis was conducted for a 37-pin geometry. The sensitivity study shows that simulation with the shear stress transport model is appropriate. For the case of Re of 37,100, the mechanisms of onset, periodicity, and rotational direction were analyzed. The vortex structures were reconstructed in a three-dimensional space. Vortices were periodically created in the interior subchannel three times for one wire rotation. In the edge subchannel, the largest vortex occurred. This large vortex structure blocked the swirl flow in the peripheral region. The small vortex formed in the corner subchannel was negligible. The results can help in understanding the flow field inside subchannels with sweeping flow and vortex structures.
Sodium-cooled fast reactor (SFR) is the preferred technology of the generation-IV fast neutron reactor, and its core body mainly uses nuclear-grade 316 stainless steel. In order to prolong the design life of SFRs to 60 years and more, it is necessary to summarize and analyze the anti-corrosion effect of nuclear grade 316 stainless steel in high temperature sodium environment. The research on sodium corrosion of nuclear grade 316 stainless steel is mainly composed of several important factors, including the microstructure of stainless steel (ferrite layer, degradation layer, etc.), the trace chemical elements of stainless steel (Cr, Ni and Mo, etc) and liquid impurity elements in sodium (O, C and N, etc), carburization and mechanical properties of stainless steel, etc. Through summarizing and constructing the sodium corrosion rate equations of nuclear grade 316 stainless steel, the stainless steel loss of thickness can be predicted. By analyzing the effects of temperature, oxygen content in sodium and velocity of sodium on corrosion rate, the basis for establishing integrity evaluation standard of SFR core components with sodium corrosion is provided.
Journal of the Korean Society of Systems Engineering
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v.16
no.2
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pp.47-58
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2020
Most of the reactor trips in Korean NPPs related to core protection systems were caused not because of proximity of boiling crisis and, consequently, a damage in the core, but due to particular miscalculations or component failures related to the core protection system. The most common core protection system applied in Korean NPPs is the Core Protection Calculator System (CPCS), which is installed in OPR1000 and APR1400 plants. It generates a trip signal to scram the reactor in case of low Departure from Nucleate Boiling Ratio (DNBR) or high Local Power Density (LPD). However, is a reactor trip necessary to protect the core? Or could a fast power reduction be enough to recover the DNBR/LPD without a scram? In order to analyze the online calculation of DNBR/LPD, and the use of fast power reduction as trip avoidance methodology, a concept of CPCS with fast power reduction function was developed in Matlab® Simulink using systems engineering approach. The system was validated with maximum of 0.2% deviation from the reference and the dynamic deviation was maximum of 12.65% for DNBR and 6.72% for LPD during a transient of 16,000 seconds.
Since the leakage of sodium in an SFR (sodium-cooled fast reactor) causes an explosion upon reaction with air and water, sodium leakages represent an important safety issue. In this study, a novel technique for improving the reliability of sodium leakage detection applying DDVR (dynamic data validation and reconciliation) is proposed and verified to resolve this technical issue. DDVR is an approach that aims to improve the accuracy of a target system in a dynamic state by minimizing random errors, such as from the uncertainty of instruments and the surrounding environment, and by eliminating gross errors, such as instrument failure, miscalibration, or aging, using the spatial redundancy of measurements in a physical model and the reliability information of the instruments. DDVR also makes it possible to estimate the state of unmeasured points. To validate this approach for supporting sodium leakage detection, this study applies experimental data from a sodium leakage detection experiment performed by the Korea Atomic Energy Research Institute. The validation results show that the reliability of sodium leakage detection is improved by cooperation between DDVR and hardware measurements. Based on these findings, technology integrating software and hardware approaches is suggested to improve the reliability of sodium leakage detection by presenting the expected true state of the system.
KIM, JUNGHWAN;BAE, DAL-HEE;BAEK, JEOM-IN;PARK, YEONG-SEONG;RYU, HO-JUNG
Transactions of the Korean hydrogen and new energy society
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v.28
no.1
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pp.85-91
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2017
To develop a pressurized chemical looping combustor, effect of pressure on minimum fluidization velocity and transition velocity to fast fluidization was investigated in a two-interconnected pressurized fluidized bed system using oxygen carrier particle. The minimum fluidization velocity was measured by bed pressure drop measurement with variation of gas velocity. The measured minimum fluidization velocity decreased as the pressure increased. The transition velocity to fast fluidization was measured by emptying time method and decreased as the pressure increased. Gas velocity in the fuel reactor should be greater than the minimum fluidization velocity and gas velocity in the air reactor should be greater than the transition velocity to fast fluidization to ensure proper operation of two interconnected fluidized bed system.
Nuclear power has become an essential part of electricity generation to meet the continuous growth of electricity demand. A Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) was developed to extend uranium resource utilization under a growing nuclear energy scenario while concomitantly providing a nuclear waste management solution. Key questions in this scenario are when to introduce SFRs and how many reactors should be introduced. In this study, a methodology using Linear Programming is employed in order to quantify an optimized growth pattern of a nuclear energy system comprising light water reactors and SFRs. The optimization involves tradeoffs between SFR capital cost premiums and the total system U3O8 price premiums. Optimum nuclear growth patterns for several scenarios are presented, as well as sensitivity analyses of important input parameters.
Martin, Ph.;Anzieu, P.;Rouault, J.;Serpantie, J.P.;Verwaerde, D.
Nuclear Engineering and Technology
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v.39
no.4
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pp.237-248
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2007
Sodium-cooled fast reactor is considered in France as a potential candidate for a prototype of 4th generation system to be built by 2020. A detailed working program has been launched recently to identify by 2012 the potential improvement tracks for later industrial development of these reactors. The goals for innovation are first identified: Progress of the safety with a special attention to severe accidents risk minimization and mitigation (defense in depth approach); Economic competitiveness of the system mainly by reducing the capital cost, the investment risks by enhancing in service inspection and repair capacities, and raising the availability; Sustainability with fissile material management while reducing the proliferation risk; capacity for long-lived waste transmutation.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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