加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界堆束流瞬变事故研究

发布时间：2018-04-15 12:50

  本文选题：加速器驱动次临界洁净核能系统 + 失束　； 参考：《核技术》2015年01期

【摘要】：利用FDS团队(FissionFusion Design Study)开发的中子学与热工水力学耦合安全分析软件,对一种加速器驱动铅铋自然循环次临界反应堆的束流中断及束流超功率事故进行了模拟分析。计算结果表明:加速器驱动次临界洁净核能系统(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)次临界堆的功率对束流瞬变的响应几乎是瞬时的;事故工况下,自然循环会根据堆芯功率自动调整至重新达到稳定;失束时间越长,材料温度降得越低,功率瞬间恢复值越低,束流恢复后,材料温度回升的速度越快;束流200%超功率事故发生后堆芯功率最终稳定在初始功率值的192.2%,燃料温度增幅最大,为286 K,燃料和包壳不会发生损坏和熔化,冷却剂不会发生沸腾。
[Abstract]:The neutron and thermohydraulic coupling safety analysis software developed by FDS team FissionFusion Design study is used to simulate the beam interruption and beam superpower accident of a accelerator driven lead bismuth natural cycle subcritical reactor.The calculation results show that the power response of accelerator Driven Sub-critical system ADS subcritical reactor to beam transient is almost instantaneous, and the natural cycle will automatically adjust to stability according to reactor core power under accident condition.The longer the beam loss time, the lower the material temperature, the lower the power instantaneous recovery value, and the faster the material temperature rise after beam recovery.After the 200% superpower accident, the core power is stabilized at 192.2 of the initial power, and the fuel temperature increases to 286K. the fuel and shell will not be damaged and melted, and the coolant will not boil.
【作者单位】： 中国科学院核能安全技术研究所中子输运理论与辐射安全重点实验室;中国科学技术大学;
【基金】：中科院战略性先导科技专项(No.XDA03040000) 国家自然科学基金项目(No.91026004)资助
【分类号】：TL364.4

【共引文献】

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本文编号：1754185