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小型移动式铅铋堆运输过程堆芯进水事故工况下临界安全问题研究

郭佳欣 陈晓亮 陈效先 徐健平 成昱廷

郭佳欣, 陈晓亮, 陈效先, 徐健平, 成昱廷. 小型移动式铅铋堆运输过程堆芯进水事故工况下临界安全问题研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(1): 32-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0032
引用本文: 郭佳欣, 陈晓亮, 陈效先, 徐健平, 成昱廷. 小型移动式铅铋堆运输过程堆芯进水事故工况下临界安全问题研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(1): 32-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0032
Guo Jiaxin, Chen Xiaoliang, Chen Xiaoxian, Xu Jianping, Cheng Yuting. Study on Criticality Safety in the Case of Core Water Inlet Accident During Small Mobile Lead-bismuth Reactor Transportation[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(1): 32-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0032
Citation: Guo Jiaxin, Chen Xiaoliang, Chen Xiaoxian, Xu Jianping, Cheng Yuting. Study on Criticality Safety in the Case of Core Water Inlet Accident During Small Mobile Lead-bismuth Reactor Transportation[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(1): 32-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0032

小型移动式铅铋堆运输过程堆芯进水事故工况下临界安全问题研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0032
详细信息
    作者简介:

    郭佳欣(1996—),女,硕士研究生,核能科学与工程专业,E-mail: www.gojxft@qq.com

    通讯作者:

    陈晓亮,E-mail: chenxiaoliang@ciae.ac.cn

  • 中图分类号: TL32

Study on Criticality Safety in the Case of Core Water Inlet Accident During Small Mobile Lead-bismuth Reactor Transportation

  • 摘要: 小型移动式铅铋堆由于在海岛、偏远地区等场景的应用需要,整堆运输的安全可行性成为必要设计目标之一。基于小型移动式铅铋堆自身特点,采用谱移吸收材料的反应性控制手段进行反应性控制方案研究,以确保整堆运输的临界安全。利用MCNP软件计算在运输过程、堆芯进水事故工况下表面涂覆不同厚度Gd2O3涂层的燃料芯块的有效增殖系数(keff),其中涂层厚度为50 μm时满足临界安全要求;分析加入谱移吸收材料后堆芯的燃耗特性、功率分布和传热,验证表明其不影响堆芯正常运行,确定了此种反应性控制方案的可行性。

     

  • 图  1  燃料芯块表面涂层示意图

    Figure  1.  Schematic Diagram of Fuel Pellet Surface Coating

    图  2  目标堆芯示意图

    Figure  2.  Schematic Diagram of Target Reactor Core

    图  3  恶劣事故工况下不同涂层厚度的计算结果

    Figure  3.  Calculation Results of Different Coating Thicknesses under Severe Accident Condition

    图  4  堆芯燃耗特性

    Figure  4.  Core Burnup Characteristics

    图  5  全寿期内堆芯燃料组件径向功率分布

    BOC—寿期初;MOC—寿期中;EOC—寿期末

    Figure  5.  Radial Power Distribution of Core Fuel Assembly in Whole Lifetime

    图  6  全寿期内堆芯燃料组件轴向功率分布

    Figure  6.  Axial Power Distribution of Core Fuel Assembly in Whole Lifetime

    表  1  谱移吸收材料特性

    Table  1.   Characteristics of SSA

    材料主要吸收核素主要核素含量/%密度/(g·cm−3)热中子吸收截面/10−28 m2热快吸收截面比熔点/℃
    Gd2O3155Gd、157Gd14.80(155Gd)、15.65(157Gd)7.40761000(155Gd)、254000(157Gd)7176(155Gd)、33867(157Gd)2350
    Sm2O3149Sm13.828.3474015044612325
    Eu2O3151Eu47.817.42917213102350
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    表  2  堆芯主要参数

    Table  2.   Main Parameters of Reactor Core

    参数名参数值
    热功率/ MW6
    堆芯寿期/ 有效满功率天3000
    燃料类型二氧化铀
    冷却剂类型铅铋合金
    235U富集度/%64
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    表  3  燃料元件传热评估

    Table  3.   Assessment of Fuel Element Heat Transfer

    冷却剂温度/℃燃料芯块中心温度
    (无涂层)/℃
    燃料芯块中心温度
    (有涂层)/℃
    280481482
    425626627
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出版历程
  • 收稿日期:  2022-03-08
  • 修回日期:  2022-04-12
  • 刊出日期:  2023-02-15

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