铅铋-水直接接触沸水快堆系统子通道耦合热工分析

• 作者: 吴荣 王成龙 田文喜 田永红 秋穗正 苏光辉 魏诗颖
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: PBWFR 系统分析 子通道分析 耦合分析
• 年，卷（期）: 2018,（1）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 41-47
• 页数: 7页
• 分类号: TL333
• 语种: 中文
• DOI: 10.7538/yzk.2017.youxian.0178

摘要

新概念铅铋-水直接接触沸水快堆(PBWFR)结构紧凑,具有可移动性,在海岛、偏远地区具有很强的应用价值.本文通过将铅铋合金冷却快堆子通道分析程序SUBAS和铅铋合金冷却快堆热工水力系统安全分析程序SACOL耦合,对PBWFR进行分析,重点分析了无保护超功率(UTOP)事故,得到了PBWFR堆芯子通道和系统热工水力特性.结果表明,SACOL程序与耦合程序计算结果的相对误差不超过4%,证明了单向耦合和分步计算的正确性和合理性.采用耦合计算能更加准确地描述事故后组件内各子通道的热工参数变化,弥补了单通道程序分析的不足.在UTOP事故分析中,随着功率上升,包壳温度会迅速升高,热通道内包壳温度最高会达到834℃,超过许用限值800℃而导致包壳失效.因此包壳温度需在事故开始时具有足够的安全裕量,才能保证事故后反应堆的长期安全运行.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	苏光辉	西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室	176	810	13.0	21.0
2	秋穗正	西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室	171	777	13.0	19.0
3	田文喜	西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室	105	422	9.0	16.0
4	田永红	西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室	2	3	1.0	1.0
5	王成龙	西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室	26	41	4.0	6.0
6	吴荣		3	0	0.0	0.0
7	魏诗颖	西安交通大学陕西省先进核能技术重点实验室	4	1	1.0	1.0