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Multiscale thermal hydraulic analysis of fuel assembly and system of SFR

Wang, Xi

Abstract:

Als einer der innovativen nuklearen Reaktoren der vierten Generation, hat der schnellenatriumgekühlte Reaktor (sodium cooled fast reactor SFR) einzigartige Eigenschaften inBezug auf Wärmeübertragung und Konversionsrate.
Aufgrund des großen Verhältnisses von Brennstoff zu Kühlmittel, werden die Brennstäbein der Regel in einer dreieckigen Anordnung untergebracht. Schraubenförmige Drahtab-standshalter kommen bei dieser Art von Reaktor zum Einsatz. Ein anderes wichtigesDesignmerkmal dieses Reaktortypes ist die sogenannte Pool-Bauweise. Der bekanntesteDemonstrationsreaktor dieser Art ist der Phenix Reaktor, der im Jahr 2009 abgeschaltetwurde. ... mehr

Abstract (englisch):

As one of the innovative 4th generation nuclear reactors, the sodium cooled fast reactor(SFR) has unique advantages on heat transfer efficiency and breeding ratio. Due to thedesign requirement of a high fuel-coolant ratio, the fuel rods are usually arranged in tri-angular array. Helical wire spacers are widely used in the sodium cooled fuel assemblies.Another important feature is the pool type design of SFR. The most famous demonstrationof SFR is Phenix reactor, which was closed in 2009. The upgraded future design versionof Phenix is ASTRID [Le Coz et al. (2011)].
Comparing with water reactors which have a long term commercial operating experience,the special features of SFR result several unique detailed thermal hydraulic issues of fuelassembly and system. ... mehr


Volltext §
DOI: 10.5445/IR/1000094792
Veröffentlicht am 21.05.2019
Cover der Publikation
Zugehörige Institution(en) am KIT Fakultät für Maschinenbau – Institut für Fusionstechnologie und Reaktortechnik (IFRT)
Publikationstyp Hochschulschrift
Publikationsjahr 2019
Sprache Englisch
Identifikator KITopen-ID: 1000094792
Verlag Karlsruher Institut für Technologie (KIT)
Umfang XV, 110 S.
Art der Arbeit Dissertation
Fakultät Fakultät für Maschinenbau (MACH)
Institut Fakultät für Maschinenbau – Institut für Fusionstechnologie und Reaktortechnik (IFRT)
Prüfungsdatum 13.05.2019
Schlagwörter Wire spacer, Fuel rod bundle, Sweeping flow, Local heat transfer, SFR, STH, CFD
Referent/Betreuer Cheng, X.
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