Small Modular Reactors (SMRs) are compact nuclear reactors designed to generate electric power up to 300 MWe. They could be assembled in factory, and then transported to be directly installed on-stie. CAREM (Central Argentina de Elementos Modulares) is a national SMR development project, based on light water reactor technology supervised by Argentina's National Atomic Energy Commission (CNEA). It is a natural circulation-based SMR with an indirect-cycle, including specific items and parts that simplify the design and improve safety performance. In this paper, the thermal-hydraulic study of CAREM-25 advanced small modular reactor is conducted by using COBRA-EN modified code and the Porous Media Approach (PMA) for the first time. According to PMA approach, each fuel assembly is modeled and divided into a network of lumped regions. While complex geometries are defined, the thermal-hydraulic parameters such as temperature and density are calculated for coolant and fuel rods. The obtained results show that the temperature in the fuel center may reach a peak around 1280 K in the hottest fuel assembly. Finally, the comparison of results from both methods (modified COBRA-EN and PMA) presented an appropriate consistency.
A typical heat exchanger, found in many industrial sites, is made up of a large number of unitary cells, which causes difficulties when carrying out full-scale three-dimensional numerical simulations of the heat exchanger to analyze the aero-thermal performance. In the present study, a three-dimensional numerical study using a porous media model was carried out to evaluate the performance of the heat exchanger modelled in two different ways : full-scale and simplified. The pressure drop in the air side and gas side along with the overall heat transfer rate were calculated using a porous media model and the results were then compared to results obtained with a one-dimensional flow network model. The comparison between the results for two different geometries obtained using a porous media model and a one-dimensional flow network model shows good agreement between the simplified geometry and the one-dimensional flow network model. The full-scale geometry shows reasonable differences caused by the geometry such as sudden expansion and contraction.
This paper presents the numerical methodology of ATHOS3 code for thermal hydraulic analysis of steam generators in nuclear power plant. Topics include porous media approach, governing equations, physical models and correlations for solid-to-fluid interaction and heat transfer, and numerical solution scheme. The ATHOS3 code is applied to the thermal hydraulic analysis of steam generator in the Korea Kori Unit-1 nuclear power plant and the computed results are presented
Numerical analyses were performed to investigate the characteristics of regenerator in oscillating flow by using moving boundary method and Darcy model. In this work, periodic adiabatic boundary condition was suggested as the boundary condition of adiabatic part so that the effects of the thermal inertia of the wall could be considered. In carrying out numerical analyses, two models were applied and compared. One called isotropic model has the same thermal conductivity in radial and axial directions within a porous media. The other called aeolotropic model has different conductivity in each directions. Isotropic model could not show the advantage of energy reduction which needs to maintain constant wall temperature difference between heater and cooler. But aeolotropic model could simulate the reduction of energy consumption.
사용후핵연료 저장용기의 공기 흡입구 및 배기구에는 외부환경으로부터 이물질의 유입을 방지하기 위하여 bird screen이 설치되며, bird screen에서는 공기의 유동 저항이 발생하게 된다. 본 연구에서는 Bird screen mesh의 단순화 모델을 이용한 열해석을 수행하기 위하여 다공성매질 해석모델을 개발하였다. CFD 해석을 이용하여 다공성매질에 대한 유동저항계수를 산출하고 이에 대한 신뢰성을 입증하였다. 다공성매질 해석모델을 이용하여 콘크리트 저장용기의 열해석을 수행하고 bird screen을 갖는 콘크리트 저장용기의 열시험을 수행하였다. Bird screen mesh를 고려한 열시험 결과와 다공성매질을 고려한 열해석 결과를 비교하였으며, 해석 및 시험결과가 서로 잘 일치하였다. 해석결과는 시험결과에 비하여 다소 높은 온도분포를 보여 다공성매질을 사용한 콘크리트 저장용기의 열해석 결과에 대한 신뢰성 및 보수성이 입증되었다.
Kim, Jang-Yeol;Lee, Kwang-Jae;Kim, Bo-Ra;Jeon, Soon-Ik;Son, Seong-Ho
ETRI Journal
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제41권6호
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pp.850-862
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2019
This work investigated three-dimensional (3D) focused microwave thermotherapy (FMT) at 925 MHz for a human tissue mimicking phantom using the time reversal (TR) principle for musculoskeletal disorders. We verified the proposed TR algorithm by evaluating the possibility of 3D beam focusing through simulations and experiments. The simulation, along with the electromagnetic and thermal analyses of the human tissue mimicking phantom model, was conducted by employing the Sim4Life commercial tool. Experimental validation was conducted on the developed FMT system using a fabricated human tissue mimicking phantom. A truncated threshold method was proposed to reduce the unwanted hot spots in a normal tissue region, wherein a beam was appropriately focused on a target position. The validation results of the simulation and experiments obtained by utilizing the proposed TR algorithm were shown to be acceptable. Effective beam focusing at the desired position of the phantom could be achieved.
An experimental study on the performance of a liquid electric component cooling system was performed. The thermal resistance and pressure drop at a heat sink were measured, for aluminum waterblocks with four different internal shapes, with either smooth surface, porous media filling, or with fins of 5 mm height, or of 7 mm height. The fins had 0.5 mm thickness, and the gap between the fins was 0.5 mm. The waterblock internal dimension was $36.5{\times}36.5{\times}7mm$. Compared with the waterblock with smooth surface, the thermal resistance reduction was 11%, 46%, and 42% for waterblocks with porous media filling, 5 mm, and 7 mm fins, respectively. A new dimensionless parameter was suggested to evaluate the waterblock performance, with the simultaneous consideration of thermal resistance and pressure drop. The performance of the waterblock with fins of 5 mm height was best by parameter.
Generally, thermal analysis of spent fuel storage cask has been conducted using the porous media and effective thermal conductivity model to simplify the structural complexity of spent fuel assemblies. As the fuel assembly is composed of two regions; active fuel region corresponding to UO2 pellets and unactive fuel region corresponding to the top and bottom nozzle, the heat transfer performance can be influenced depending on porous media application at these regions. In this study, numerical analysis on concrete storage cask of spent fuel was performed to investigate heat transfer effects for two cases; one was porous media application only to active fuel region(case 1) and the other one was porous media to whole length of fuel assembly(case 2). Using computational fluid dynamics code, the three dimensional, 1/4 symmetry model was constructed. For two cases, maximum temperatures for each component were evaluated below the allowable limits. For the case 1, maximum temperatures for fuel cladding, neutron absorber and baskets inside the canister were slightly higher than those for the case 2. In particular, even though the helium flows with low velocity due to buoyant forces occurred at the top and bottom of unactive fuel region, treating only active fuel region as the porous media was ineffective in respect of the heat removal performance of concrete storage cask, implying a conservative result.
A numerical analysis of thermal stratification in the upper plenum of the MONJU fast breeder reactor was performed. Calculations were performed for a 1/6 simplified model of the MONJU reactor using the commercial code, CFX-13. To better resolve the geometrically complex upper core structure of the MONJU reactor, the porous media approach was adopted for the simulation. First, a steady state solution was obtained and the transient solutions were then obtained for the turbine trip test conducted in December 1995. The time dependent inlet conditions for the mass flow rate and temperature were provided by JAEA. Good agreement with the experimental data was observed for steady state solution. The numerical solution of the transient analysis shows the formation of thermal stratification within the upper plenum of the reactor vessel during the turbine trip test. The temporal variations of temperature were predicted accurately by the present method in the initial rapid coastdown period (~300 seconds). However, transient numerical solutions show a faster thermal mixing than that observed in the experiment after the initial coastdown period. A nearly homogenization of the temperature field in the upper plenum is predicted after about 900 seconds, which is a much shorter-term thermal stratification than the experimental data indicates. This discrepancy is due to the shortcoming of the turbulence models available in the CFX-13 code for a natural convection flow with thermal stratification.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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