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名称 : Improvement and validation of a sub-channel analysis code for a lead-cooled reactor with wire spacers
发表日期 : 2020-10-15
摘要 :

The fuel rods in the lead-based fast reactor (LFR) are usually supported by wire spacer, and the presence of the wire results in the complexity of the thermal-hydraulic analysis in rod bundles. In this study, several previous experimental research about lead-bismuth eutectic flowing through the rod bundle are investigated. Based on the collected experimental data, a series of flow and heat transfer correlations in the wire-fixed rod bundle are compared and evaluated. The recommended correlations are then implemented into the in-house sub-channel analysis code SACOS-PB. Furthermore, to account for the changes in the channel cross-section parameters caused by the wire spacer, two optional wire geometric treatments were added to the code: axially-averaged approach and axially-varied approach with extra cross-flow enhancement model. 19-rod bundle and 61-rod bundle tests are used to validate the optimized code. The deviations for the temperature differences of cladding and coolant in internal sub-channels are within 25%, and the axially-varied approach shows a higher prediction accuracy, which proves that the improvement of the SACOS-PB are reliable. This work could provide a reference for the subsequent design and development of the LFR core.

网址 : https://doi. org/10.1002/er.6015
领域 : 核反应堆热工水力
出版公司 : INTERNATIONAL JOURNAL OF ENERGY RESEARCH
出版国家 : US
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重点项目名称 : 新型海洋核反应堆技术
项目所属数据集 : 深海铅铋堆安全评价及策略研究数据集

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