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

• 作者: 柏云清 汪振 王刚 辜峙钘 龙鹏程
• 来源期刊: 核技术
• 学科: 工学
• 关键词: 加速器驱动次临界洁净核能系统 失束 束流超功率 中子学与热工水力学耦合
• 年，卷（期）: 2015,（1）
• 所属期刊栏目: 核能科学与工程
• 页码范围: 91-96
• 页数: 6页
• 分类号: TL364
• 字数: 3722字
• 语种: 中文
• DOI: 10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.010604

摘要

利用FDS团队(Fission& Fusion 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286K,燃料和包壳不会发生损坏和熔化,冷却剂不会发生沸腾.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	王刚	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	164	1405	19.0	32.0
2	柏云清	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	21	131	7.0	11.0
3	辜峙钘	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	3	9	1.0	3.0
7	汪振	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	1	7	1.0	1.0