Critical heat flux (CHF) has traditionally been evaluated using look-up tables or empirical correlations for nuclear power plants. However, under complex moving condition, it is necessary to reconsider the CHF characteristics since the conventional CHF prediction methods would no longer be applicable. In this paper, the additional forces caused by motions have been added to the annular film dryout (AFD) mechanistic model to investigate the effect of moving condition on CHF. Moreover, a theoretical model of the natural circulation loop with additional forces is established to reflect the natural circulation characteristics of the loop system. By coupling the system loop with the AFD mechanistic model, a CHF prediction program called NACOM for natural circulation loop under moving condition is developed. The effects of three operating conditions, namely stationary, inclination and rolling, on the CHF of the loop are then analyzed. It can be clearly seen that the moving condition has an adverse effect on the CHF in the natural circulation system. For the calculation parameters in this paper, the CHF can be reduced by 25% compared with the static value, which indicates that it is important to consider the effects of moving condition to retain adequate safety margin in subsequent thermal-hydraulic designs.
SACOS series of subchannel analysis codes have been developed by XJTU-NuTheL for many years and are being used for the thermal-hydraulic safety analysis of various reactor cores. To achieve fine whole core pin-level analysis, the input preprocessing and parallel capabilities of the code have been developed in this study. Preprocessing is suitable for modeling rectangular and hexagonal assemblies with less error-prone input; parallelization is established based on the domain decomposition method with the hybrid of MPI and OpenMP. For domain decomposition, a more flexible method has been proposed which can determine the appropriate task division of the core domain according to the number of processors of the server. By performing the calculation time evaluation for the several PWR assembly problems, the code parallelization has been successfully verified with different number of processors. Subsequent analysis results for rectangular- and hexagonal-assembly core imply that the code can be used to model and perform pin-level core safety analysis with acceptable computational efficiency.
In the event of a severe accident, the reactor core may melt due to insufficient cooling. the high-temperature core melt will have a strong interaction (FCI) with the coolant, which may lead to steam explosion. Steam explosion would pose a serious threat to the safety of the reactors. Therefore, the study of steam explosion is of great significance to the assessment of severe accidents in nuclear reactors. This research focuses on the development of a two-dimensional steam explosion integrated analysis code called SEINA. Based on the semi-implicit Euler scheme, the three-phase field was considered in this code. Besides, the influence of evaporation drag of melt and the influence of solidified shell during the process of melt droplet fragmentation were also considered. The code was simulated and validated by FARO L-14 and KROTOS KS-2 experiments. The calculation results of SEINA code are in good agreement with the experimental results, and the results show that if the effects of evaporation drag and melt solidification shell are considered, the FCI process can be described more accurately. Therefore, it is proved that SEINA has the potential to be a powerful and effective tool for the analysis of steam explosions in nuclear reactors.
The thermal hydraulic performances of Steam Generator (SG) under both steady and transient operation conditions are of great importance for the safety and economy in nuclear power plants. In this paper, based on our self-developed SG thermal hydraulic analysis code STAF (Steam-generator Thermalhydraulic Analysis code based on Fluent), an improved new version STAF-CT (fully Coupling and Transient) is developed and introduced. Compared with original STAF, the new version code STAF-CT has two main functional improvements including "Transient" and "Fully Three Dimensional Coupling" features. In STAF-CT, a three dimensional energy transferring module is established which can achieve energy exchange computing function at the corresponding position between two sides of SG. The STAF-CT is validated against the international benchmark experiment data and the results show great agreement. Then the U-shaped SG in AP1000 nuclear power plant is modeled and simulated using STAF-CT. The results show that three dimensional flow fields in the primary side make significant effect on the energy source distribution between two sides. The development of code STAF-CT in this paper can provide an effective method for further SG high fidelity research in the nuclear reactor system.
Chunhui Dong;Shikang Chen;Ronghua Chen;Wenxi Tian;Suizheng Qiu;G.H. Su
Nuclear Engineering and Technology
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v.55
no.8
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pp.2997-3009
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2023
The Passive containment Air-cooling System (PAS) can effectively remove the decay heat of the modular small nuclear reactor after an accident. The details of natural convection around the dome, which is a key part of PAS, were investigated numerically in the present study. The thermal dynamics around the dome were studied through the temperature, pressure and velocity contours and the streamlines. Additionally, the formation of the buoyant plume at the top of the dome was investigated. The results show that with the increase of Ra, the lift-off point moves toward the bottom of the dome, and the eddy under the buoyant plume grows larger gradually, which enhances the heat transfer. And the heat transfer along the dome surface with different truncation angles was investigated. As the angle increases, the heat transfer coefficient becomes stronger as well. Consequently, a newly developed heat transfer correlation considering the influence of truncation angle for the dome is proposed based on the simulated results. This study could provide a better understanding of natural convection around the dome of PAS and the proposed correlation could also offer more predictive value in the improvement of nuclear safety.
Jet impinging device is designed for decay heat removal on horizontal fuel rods in a low temperature heating reactor. An experimental system with a fuel rod simulator is established and experiments are performed to evaluate water film covering capacity, within 0.0287-0.0444 kg/ms mass flow rate, 0-164.1 kW/m2 heating flux and 13.8-91.4℃ feeding water temperature. An effective method to obtain the film coverage rate by infrared equipment is proposed. Water film flowing patterns are recoded and the film coverage rates at different circumference angles are measured. It is found the film coverage rate decreases with heating flux during single-phase convection, while increases after onset of nucleate boiling. Besides, film coverage rate is found affected by Marangoni effect and film accelerating effect, and surface wetting is significantly facilitated by bubble behavior. Based on the observed phenomenon and physical mechanism, dry-out depth and initial dry-out rate are proposed to evaluate film covering potential on a heating surface. A model to predict film coverage rate is proposed based on the data. The findings would have reliable guide and important implications for further evaluation and design of decay heat removal system of new reactors, and could be helpful for passive containment cooling research.
Enrique Hernandez-Montes;Fouzia Larbi-Chaht;Mohamed Mouli;Lahouari Mammar;Sadek Mahdjouba;Ahmed M. Mohamed;Abdelkader Medjahed;Ahmed Messaoud-Djebara;Luisa Maria Gil-Martin
Advances in concrete construction
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v.16
no.2
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pp.91-96
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2023
The present work provides a new solution to both the correct execution and quality control of straight thread couplers for reinforcing bars under monotonic loading conditions. A random survey on already constructed couplers together with a new mechanical model, adjusted with an experimental campaign, led us to present this new procedure in reinforced concrete construction. Formulation and methodology for a correct placement of straight thread couplers is presented.
Background: Preexisting type 2 diabetes mellitus (T2DM) affects the prognosis and mortality of patients with some cancers. Insulin like growth factor (IGF) and insulin receptor (IR) signaling axes play important roles in both cancer and diabetes development. We aimed to explore the expression characteristics of proteins in IGF/IR axis in non-small cell lung cancer (NSCLC) cases with preexisting T2DM. Methods: Fifty-five NSCLC patients with preexisting T2DM were retrospectively included and matched by 55 NSCLC without diabetes at a 1:1 ratio. The expression of proteins in IGF/IR axis was detected by immunohistochemical staining. Clinicopathological data were collected to analyze their relationship with the protein expression. Results: Both IGF 1 receptor (IGF-1R) and insulin receptor substrate 2 (IRS-2) showed higher expression in the NSCLC with T2DM group, compared with those without T2DM. The high expression of IGF-1R and IRS-2 were found to be negatively associated with lymph node metastases and T staging in the T2DM group, respectively, and IRS-2 expression was also found more in the subgroup whose T2DM duration was more than 4 years. No difference was detected in the expression of IRS-1, IGF-1, IGF-2, IGFBP3, IR and mTOR between groups with or without T2DM. Conclusion: Our study found higher expression of IGF-1R and IRS-2 proteins in NSCLC patients with preexisting T2DM, and that there was an association with early stage NSCLC, which suggested that IGF signaling may play an important early event in development of NSCLC associated with diabetes.
Background: 20(S)-ginsenoside Rh2(GRh2), an effective natural histone deacetylase inhibitor, can inhibit acute myeloid leukemia (AML) cell proliferation. Lactate regulated histone lactylation, which has different temporal dynamics from acetylation. However, whether the high level of lactylation modification that we first detected in acute promyelocytic leukemia (APL) is associated with all-trans retinoic acid (ATRA) resistance has not been reported. Furthermore, Whether GRh2 can regulate lactylation modification in ATRA-resistant APL remains unknown. Methods: Lactylation and METTL3 expression levels in ATRA-sensitive and ATRA-resistant APL cells were detected by Western blot analysis, qRT-PCR and CO-IP. Flow cytometry (FCM) and APL xenograft mouse models were used to determine the effect of METTL3 and GRh2 on ATRA-resistance. Results: Histone lactylation and METTL3 expression levels were considerably upregulated in ATRA-resistant APL cells. METTL3 was regulated by histone lactylation and direct lactylation modification. Overexpression of METTL3 promoted ATRA-resistance. GRh2 ameliorated ATRA-resistance by downregulated lactylation level and directly inhibiting METTL3. Conclusions: This study suggests that lactylation-modified METTL3 could provide a promising strategy for ameliorating ATRA-resistance in APL, and GRh2 could act as a potential lactylation-modified METTL3 inhibitor to ameliorate ATRA-resistance in APL.
Muramatsu, T.;Numa, M.;Ueda, Y.;Furuse, M.;Okumura, J.;Samukawa, K.
Asian-Australasian Journal of Animal Sciences
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v.7
no.2
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pp.223-229
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1994
The metabolic fate of methionine in rumen bacteria was studied by intraruminal administration of $^{15}N$ and $1-^{13}C$ labeled methionine in goats. Time course changes in isotopic abundance of amino acids in the rumen bacteria were determined with a computer-controlled gas-chromatograph mass spectrometer. The results from the transition of peak isotopic abundance in amino acids indicated that in rumen bacteria the $^{15}N$ or $^{13}C$ isotope in the methionine molecule was transferred rapidly to into bacteria, methionine administered intraruminally may not be retained as it is, but would be converted quickly to other metabolites in the bacteria.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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