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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
박영재 (Kyung Hee University) 김형대 (Kyung Hee University)
저널정보
한국가시화정보학회 한국가시화정보학회지 한국가시화정보학회지 Vol.18 No.3
발행연도
2020.12
수록면
23 - 34 (12page)

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Two-phase flow and heat transfer characteristics during the reflood phase of a single heated rod in the KHU reflood experimental facility were examined. Two-phase flow behavior during the reflooding experiment was carefully visualized along with transient temperature measurement at a point inside the heated rod. By numerically solving one-dimensional inverse heat conduction equation using the measured temperature data, time-resolved wall heat flux and temperature histories at the interface of the heated rod and coolant were obtained. Once water coolant was injected into the test section from the bottom to reflood the heated rod of >700°C, vast vapor bubbles and droplets were generated near the reflood front and dispersed flow film boiling consisted of continuous vapor flow and tiny liquid droplets appeared in the upper part. Following the dispersed flow film boiling, inverted annular/slug/churn flow film boiling regimes were sequentially observed and the wall temperature gradually decreased. When so-called minimum film boiling temperature reached, the stable vapor film between the heated rod and coolant was suddenly collapsed, resulting in the quenching transition from film boiling into nucleate boiling. The moving speed of the quench front measured in the present study showed a good agreement with prediction by a correlation in literature. The obtained results revealed that typical two-phase flow and heat transfer behaviors during the reflood phase of overheated fuel rods in light water nuclear reactors are well reproduced in the KHU facility. Thus, the verified reflood experimental facility can be used to explore the effects of other affecting parameters, such as CRUD, on the reflood heat transfer behaviors in practical nuclear reactors.
#Reflood heat transfer (재관수 열전달) #Flow regime (유동양식) #quench front (재수착 전선)

목차

Abstract
1. 서론
2. 재관수 열전달 실험장치
3. 재관수 열전달 실험
4. 재관수 유동 가시화
5. 결론
REFERENCE

참고문헌 (7)

참고문헌 신청
Jacopo Buongiorno / 2014 / Can corrosion and CRUD actually improve safety margins in LWRs? / Annals of Nuclear Energy 63:9~21 google schola L.E. Hochreiter / 1985 / FLECHT-SEASET program final report google schola Stephen M. Bajorek / 2019 / Rod Bundle Heat Transfer Thermal-Hydraulic Program / Nuclear Technology 205(1-2):307~327 google schola 문상기 / 2003 / 대형냉각재상실사고 시 재관수 현상에대한 실험 및 이론 연구 현황 분석 google schola 2015 / 신고리 3호기 최종안전성분석보고서 google schola

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