本文選題：加速器驅(qū)動次臨界潔凈核能系統(tǒng) + 失束　； 參考：《核技術(shù)》2015年01期

【摘要】：利用FDS團隊(FissionFusion Design Study)開發(fā)的中子學與熱工水力學耦合安全分析軟件,對一種加速器驅(qū)動鉛鉍自然循環(huán)次臨界反應堆的束流中斷及束流超功率事故進行了模擬分析。計算結(jié)果表明:加速器驅(qū)動次臨界潔凈核能系統(tǒng)(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)次臨界堆的功率對束流瞬變的響應幾乎是瞬時的;事故工況下,自然循環(huán)會根據(jù)堆芯功率自動調(diào)整至重新達到穩(wěn)定;失束時間越長,材料溫度降得越低,功率瞬間恢復值越低,束流恢復后,材料溫度回升的速度越快;束流200%超功率事故發(fā)生后堆芯功率最終穩(wěn)定在初始功率值的192.2%,燃料溫度增幅最大,為286 K,燃料和包殼不會發(fā)生損壞和熔化,冷卻劑不會發(fā)生沸騰。
[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.
【作者單位】： 中國科學院核能安全技術(shù)研究所中子輸運理論與輻射安全重點實驗室;中國科學技術(shù)大學;
【基金】：中科院戰(zhàn)略性先導科技專項(No.XDA03040000) 國家自然科學基金項目(No.91026004)資助
【分類號】：TL364.4

【共引文獻】

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本文編號：1754185