A validation study of the SLTHEN code for hexagonal assemblies of wire-wrapped pins using liquid metal heating experiments

최선락; 한준규; 예휘열; 홍종간; 양원식

doi:10.1016/j.net.2023.11.017

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자료유형: 학술저널

저자정보: 최선락 (한국원자력연구원) 한준규 (한국원자력연구원) 예휘열 (한국원자력연구원) 홍종간 (한국원자력연구원) 양원식 (Purdue Univ.)

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology Vol.56 No.4

발행연도: 2024.4

수록면: 1,125 - 1,134 (10page)

DOI: 10.1016/j.net.2023.11.017

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This paper presents a validation study of the subchannel analysis code SLTHEN used for the core thermalhydraulic design of the Prototype Gen-IV sodium-cooled fast reactor (PGSFR). To assess the performance of the ENERGY model of SLTHEN, four liquid metal heating experiments conducted by ORNL, WARD, and KIT with hexagonal assemblies of wire-wrapped rod bundles were analyzed. These experiments were performed with 19- and 61-pin bundles and varying power distributions of axial and radial peaking factors up to 1.4 and 3.0, respectively. The coolant subchannel temperatures measured at different axial locations were compared with the SLTHEN predictions with the Novendstern, Chiu-Rohsenow-Todreas (CRT), and Cheng-Todreas (CT) correlations for flow split and mixing in wire-wrapped pin bundles. The results showed that the SLTHEN predicts the measured subchannel temperatures reasonably well with root-mean-square errors of ~10 % and maximum errors of ~20 %. It was also observed that the CRT and CT correlations consistently outperform the Novendstern correlation.

#SLTHEN code #ENERGY model #Wire-wrapped rod assembly #Core thermal-hydraulics

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