RIA下PCMI行为的堆外验证试验研究

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作者 郝思佳 丁锡嘉 +2 位作者 胡真 许倩 韩智杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期365-371,共7页

目前国内的反应性引入事故(RIA)研究中尚未开展芯块包壳机械相互作用(PCMI)失效模式的相关试验研究。为探究有效的试验方法并获取相关试验数据以分析包壳失效的作用机理,本文基于自主设计的堆外模拟PCMI试验的压缩膨胀(EDC)试验装置,采... 目前国内的反应性引入事故(RIA)研究中尚未开展芯块包壳机械相互作用(PCMI)失效模式的相关试验研究。为探究有效的试验方法并获取相关试验数据以分析包壳失效的作用机理,本文基于自主设计的堆外模拟PCMI试验的压缩膨胀(EDC)试验装置,采用高速摄像技术辅助,获取了双轴加载燃料元件包壳失效过程中的载荷、应变、破口情况等数据。研究结果表明,试验得出的包壳管残余应变比位于-0.1~0.5之间,符合堆内残余应变比范围。研究结果可为将来开展堆内试验储备技术和积累经验,为安全准则的建立及补充提供可参考的基础数据。 展开更多

关键词 反应性引入事故 芯块包壳机械相互作用 压缩膨胀试验 高速摄像技术

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基于MOOSE平台的棒状燃料元件性能瞬态分析程序开发与验证 被引量：5

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作者 邓超群 向烽瑞 +5 位作者 贺亚男 牛钰航 巫英伟 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第8期1429-1439,共11页

作为反应堆系统的核心部件,燃料元件的性能对于反应堆的安全运行至关重要,准确预测燃料元件在瞬态事故下的行为变化对于反应堆安全分析具有重要意义。本文针对基于有限元平台MOOSE开发的棒状燃料元件性能分析程序BEEs进行功能扩展,添加... 作为反应堆系统的核心部件,燃料元件的性能对于反应堆的安全运行至关重要,准确预测燃料元件在瞬态事故下的行为变化对于反应堆安全分析具有重要意义。本文针对基于有限元平台MOOSE开发的棒状燃料元件性能分析程序BEEs进行功能扩展,添加了适用于反应性引入事故(RIA)和冷却剂丧失事故(LOCA)的行为模型并进行了对比验证。采用CABRI-RIA Na-2和NRU-LOCA MT4实验分别对两种工况下的程序整体分析功能进行验证。结果显示,BEEs程序在瞬态实验的整体分析中能合理预测燃料温度变化、力学变形和内压演变,表明BEEs程序中添加的包壳弹塑性、高温蠕变、高温相变、高温氧化和包壳失效模型适用于瞬态事故计算,程序具备了瞬态事故工况下的燃料性能分析能力。 展开更多

关键词 燃料性能 冷却剂丧失事故 反应性引入事故 MOOSE平台 BEEs程序

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板状燃料元件堆芯热工水力特性分析程序开发及验证 被引量：4

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作者 卢庆 张志俭 +2 位作者 秋穗正 苏光辉 田文喜 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期26-29,43,共5页

采用Visual Fortran 6.5程序语言,基于质量、动量和能量守恒方程,以及合理的流动传热和物性关系式,开发了板状燃料元件堆芯热工水力特性分析程序。利用该程序计算了IAEA 10MW MTR基准题中定义的堆芯反应性引入和堆芯失流事故。结果表明... 采用Visual Fortran 6.5程序语言,基于质量、动量和能量守恒方程,以及合理的流动传热和物性关系式,开发了板状燃料元件堆芯热工水力特性分析程序。利用该程序计算了IAEA 10MW MTR基准题中定义的堆芯反应性引入和堆芯失流事故。结果表明:本文计算所获得的停堆时刻功率、燃料芯块最高温度、包壳外壁面最高温度以及冷却剂出口温度与文献的计算结果吻合良好,验证了本程序模型的正确性。 展开更多

关键词 板状燃料元件 程序开发及验证 反应性引入事故 失流事故

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反应性引入事故下PCMI现象的有限元模型研究

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作者 赵心彤 《科学技术创新》 2023年第9期224-228,共5页

反应性引入事故(RIA)在反应堆内瞬间引入巨大的反应性,产生的瞬态功率脉冲使燃料芯块快速地膨胀。这种热膨胀使核燃料棒芯块包壳之间的间隙闭合后发生机械相互作用(PCMI),会造成燃料棒变形甚至失效。反应性引入事故无法在商业堆内开展实... 反应性引入事故(RIA)在反应堆内瞬间引入巨大的反应性,产生的瞬态功率脉冲使燃料芯块快速地膨胀。这种热膨胀使核燃料棒芯块包壳之间的间隙闭合后发生机械相互作用(PCMI),会造成燃料棒变形甚至失效。反应性引入事故无法在商业堆内开展实验,目前可用于模拟RIA的方法有三大类,分别是脉冲研究堆堆内试验、堆外模拟实验、程序模拟分析。这三种模拟RIA的方法中,使用基于有限元法开发的燃料瞬态性能分析程序模拟RIA下的PCMI是一种更容易实现、误差更小且性价比更高的模拟方法。本研究将重点对比介绍这三类模拟RIA的方法和有限元法模拟RIA下PCMI现象的基础模型。 展开更多

关键词 反应性引入事故 PCMI 有限元方法 核燃料棒

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西安脉冲堆反应性引入事故瞬态安全特性分析 被引量：3

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作者 田晓艳 陈森 +5 位作者 杨宁 朱磊 李华琪 马腾跃 胡攀 康小亚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2089-2097,共9页

为研究西安脉冲堆(XAPR)在意外引入反应性且停堆系统失效事故下的瞬态安全特性,本文基于XAPR的结构和运行特点,建立了适用于XAPR的瞬态热工水力分析模型,并开发了用于XAPR安全特性分析的瞬态热工水力程序TSAC-XAPR。利用TSAC-XAPR程序... 为研究西安脉冲堆(XAPR)在意外引入反应性且停堆系统失效事故下的瞬态安全特性,本文基于XAPR的结构和运行特点,建立了适用于XAPR的瞬态热工水力分析模型,并开发了用于XAPR安全特性分析的瞬态热工水力程序TSAC-XAPR。利用TSAC-XAPR程序对反应性引入事故进行模拟计算,结果表明:当XAPR在额定功率范围内运行时,发生反应性引入事故后,堆芯能依靠自身的固有反馈机制使脉冲堆重新达到稳定运行状态;当运行功率过高尤其是超过临界值时,反应性引入事故将导致脉冲堆关键热工水力参数发生振荡,无法再次达到稳态。此外,不同反应性引入方式将影响堆芯参数在反应性引入过程中的变化趋势,但并不影响其最终稳态值。 展开更多

关键词 西安脉冲堆 反应性引入事故 热工水力 反馈机制

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熔盐堆低功率工况下反应性引入事故初始条件敏感性探讨 被引量：3

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作者 焦小伟 王凯 +2 位作者 王超群 杨群 何兆忠 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期82-88,共7页

熔盐堆低功率工况反应性引入事故中,不同的反应性引入速率将触发不同的停堆信号。同时反应堆初始功率和反应性温度系数等初始条件影响事故的进程,引起事故后果的差异。本文选取了7个反应性引入速率工况、25个初始功率水平和反应性温度... 熔盐堆低功率工况反应性引入事故中,不同的反应性引入速率将触发不同的停堆信号。同时反应堆初始功率和反应性温度系数等初始条件影响事故的进程,引起事故后果的差异。本文选取了7个反应性引入速率工况、25个初始功率水平和反应性温度系数的参数组合初始工况,分别讨论了这三个参数对事故后果的影响。分析结果表明:熔盐堆低功率工况反应性引入事故的后果对反应性引入速率的变化较敏感,在其他初始条件一定的情况下,存在特定的反应性引入速率会导致最不利的事故后果;事故后果对反应堆初始功率和反应性温度系数的变化不敏感,由初始功率和反应性温度系数差异造成的事故后果差异较小。 展开更多

关键词 熔盐堆 低功率 反应性引入事故 敏感性

原文传递

钠冷行波堆TP-1瞬态安全分析 被引量：2

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作者 韦宏洋 丛腾龙 +3 位作者 田文喜 杨江 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2020-2025,共6页

钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型,正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工况方案,建立其一回路主要部件的物理数学模型,用Fortran语言初步开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST... 钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型,正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工况方案,建立其一回路主要部件的物理数学模型,用Fortran语言初步开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST,并对钠冷行波堆稳态进行计算,表明系统程序运行稳定可靠。采用TAST对失流事故和反应性引入事故进行计算,得到关键参数的瞬态变化,初步验证了钠冷行波堆在这两个事故工况下的安全性。 展开更多

关键词 钠冷行波堆 TP-1 失流事故 反应性引入事故

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超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析 被引量：1

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作者 李登伟 肖瑶 顾汉洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1439-1444,共6页

超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化微型堆(MMR)为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反... 超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化微型堆(MMR)为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。 展开更多

关键词 超临界二氧化碳反应堆 模块化微型堆 失流事故 反应性引入事故

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反应性引入事故下芯块高温塑性对包壳的影响

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作者 胡彪 张培升 《科学技术创新》 2022年第13期173-176,共4页

芯块包壳机械相互作用(PCMI)是高燃耗压水堆核燃料棒在反应性引入事故(RIA)下失效的主要原因,现有燃料性能瞬态分析程序在考虑PCMI行为时忽略了芯块的高温塑性,但UO2陶瓷芯块在1200℃以上温度时会呈现明显塑性。为研究RIA事故下芯块高... 芯块包壳机械相互作用(PCMI)是高燃耗压水堆核燃料棒在反应性引入事故(RIA)下失效的主要原因,现有燃料性能瞬态分析程序在考虑PCMI行为时忽略了芯块的高温塑性,但UO2陶瓷芯块在1200℃以上温度时会呈现明显塑性。为研究RIA事故下芯块高温塑性对包壳变形的影响,本文通过ABAQUS/Explicit建立PCMI分析模型,分别计算刚体芯块与理想弹塑性芯块导致的包壳变形,定量说明RIA事故下芯块高温塑性对包壳变形的影响。研究结果表明:ABAQUS/Explicit能够较好求解RIA事故下PCMI行为中的应力集中问题;模拟RIA事故时,芯块高温塑性对于包壳的内径变化影响较小,但对包壳环脊的形成影响较明显。 展开更多

关键词 反应性引入事故 芯块包壳机械相互作用 ABAQUS

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混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故安全分析 被引量：1

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作者 李冬 许志红 +1 位作者 刘晓晶 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2033-2040,共8页

本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行... 本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行工况下事故过程中功率、流量及包壳温度等重要参数的变化趋势,最后对反应性参数如控制棒价值、控制棒抽出速率和负反馈系数进行了参数效应分析。结果表明,在设计工况下混合能谱超临界水冷堆系统可有效地将衰变热导出堆芯,保证了燃料棒的完整性。另外,反应性参数对控制棒失控提升事故的安全性影响不大,但对弹棒事故的包壳峰值温度影响很大,过于保守的反应性参数估计会使安全裕量大为减小。 展开更多

关键词 混合能谱超临界水冷堆 反应性引入事故 系统响应 参数分析

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反应性引入事故下压水堆燃料包壳热工与力学性能耦合分析

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作者 文彦 刘茂龙 刘文兴 《科技创新导报》 2019年第28期71-72,74,共3页

在反应性引入事故(RIA)过程中燃料包壳和冷却剂之间会发生强烈的能量交换。分析和计算RIA事故过程中燃料包壳的传热和力学特性对新燃料包壳的开发和防止包壳在RIA过程中的破损具有重要的意义。本研究开发了反应堆热工水力和结构力学耦... 在反应性引入事故(RIA)过程中燃料包壳和冷却剂之间会发生强烈的能量交换。分析和计算RIA事故过程中燃料包壳的传热和力学特性对新燃料包壳的开发和防止包壳在RIA过程中的破损具有重要的意义。本研究开发了反应堆热工水力和结构力学耦合分析平台,来分析压水堆燃料包壳在RIA过程中由于包壳和冷却剂之间的传热而引起的热应力。研究发现随着堆芯功率的快速增加燃料包壳内外壁面的温差也迅速增加,并在10 ms内达到其最大值,包壳的等效热应力约为50 MPa,对应的应变率在0.05~0.1s-1范围内。本研究对认识RIA过程中燃料包壳的应力和破坏机理有重要的意义,开发的软件平台可用于事故容错燃料在RIA过程中的性能评价。 展开更多

关键词 反应性引入事故 应力分析 燃料包壳

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