Published 2015 | Version v1
Book Metadata-only

Experimental investigations of heat transfer during sodium boiling in fuel assembly model in justification of advanced fast reactor safety

Creators

Description

The experimental facility is built up and investigation of heat exchange during sodium boiling in simulated fast reactor core assembly in conditions of natural and forced circulation with sodium plenum and upper end shield model are conducted. It is shown that in the presence of sodium plenum there is possibility to provide long-term cooling of fuel assembly when heat flux density on the surface of fuel element simulator up to 140 and 170 kW/m2 in conditions of natural and forced circulation, respectively. The obtained data is used for improving calculational model of sodium boiling process in fuel assembly and calculational code COREMELT verification. It is pointed out that heat transfer coefficients in the case of liquid metal boiling in fuel assemblies are slightly over the ones in the case of liquid metals boiling in pipes and pool boiling

Abstract (Russian)

Создана экспериментальная установка и проведены исследования теплообмена при кипении натрия в модельной тепловыделяющей сборке (ТВС) реактора на быстрых нейтронах в режимах естественной и вынужденной циркуляции с натриевой полостью и моделью верхнего торцевого экрана. Показано, что при наличии натриевой полости существует возможность обеспечения длительного охлаждения ТВС при плотности теплового потока на поверхности имитатора твэлов до 140 и 170 кВт/м2, соответственно, в режиме естественной и вынужденной циркуляции. Полученные данные используются для уточнения расчетной модели процесса кипения натрия в ТВС и верификации расчетного кода COREMELT. Отмечается, что коэффициенты теплоотдачи при кипении жидких металлов в сборках твэлов оказались несколько выше, чем при кипении жидких металлов в трубах и большом объеме
Part of:
Results of the scientific and technical activities of the Nuclear Reactors and Thermal Physics Institute for 2014. Scientific and technical collection

Additional details

Additional titles

Original title (Russian)
Экспериментальные исследования теплообмена при кипении натрия в модели ТВС в обоснование перспективного реактора на быстрых нейтронах

Publishing Information

Publisher
AO GNTs RF - FEhI
Imprint Place
Obninsk (Russian Federation)
ISBN
978-5-906512-69-7
Imprint Title
Results of the scientific and technical activities of the Nuclear Reactors and Thermal Physics Institute for 2014. Scientific and technical collection
Imprint Pagination
318 p.
Journal Page Range
p. 112-123

INIS

Country of Publication
Russian Federation
Country of Input or Organization
Russian Federation
INIS RN
47074823
Subject category
S42: ENGINEERING;
Descriptors DEI
BENCHMARKS; BOILING; C CODES; COMPARATIVE EVALUATIONS; COOLANTS; FAST REACTORS; FORCED CONVECTION; FUEL ASSEMBLIES; HEAT TRANSFER; NATURAL CONVECTION; REACTOR SAFETY; SODIUM; VERIFICATION
Descriptors DEC
ALKALI METALS; COMPUTER CODES; CONVECTION; ELEMENTS; ENERGY TRANSFER; EPITHERMAL REACTORS; EVALUATION; HEAT TRANSFER; MASS TRANSFER; METALS; PHASE TRANSFORMATIONS; REACTORS; SAFETY

Optional Information

Notes
14 refs., 8 figs. Imprint:Itogi nauchno-tekhnicheskoj deyatel'nosti Instituta yadernykh reaktorov i teplofiziki za 2014 god. Nauchno-tekhnicheskij sbornik