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저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제45권 제6호
발행연도
2013.1
수록면
759 - 766 (8page)

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As passive safety features for nuclear power plants receive increasing attention, various studies have been conducted todevelop safety systems for 3rd-generation (GEN-III) nuclear power plants that are driven by passive systems. The PassiveAuxiliary Feedwater System (PAFS) is one of several passive safety systems being designed for the Advanced Power ReactorPlus (APR+), and extensive studies are being conducted to complete its design and to verify its feasibility. Because the PAFSremoves decay heat from the reactor core under transient and accident conditions, it is necessary to evaluate the heat removalcapability of the PAFS under hypothetical accident conditions. The heat removal capability of the PAFS is strongly dependenton the heat transfer at the condensate tube in Passive Condensation Heat Exchanger (PCHX). To evaluate the model of heattransfer coefficient for condensation, the Multi-dimensional Analysis of Reactor Safety (MARS) code is used to simulate theexperimental results from PAFS Condensing Heat Removal Assessment Loop (PASCAL). The Shah model, a default modelfor condensation heat transfer coefficient in the MARS code, under-predicts the experimental data from the PASCAL. Toimprove the calculation result, The Thome model and the new version of the Shah model are implemented and compared withthe experimental data.
#Passive Safety System #PAFS #Condensation Heat Transfer #MARS

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