束流瞬变下Ci ADS次临界反应堆燃料包壳安全分析

EI、CA、JST收录
核领域 T1 级期刊
北大中文核心期刊
中国科技核心期刊

官方微信

作者登录专家审稿编辑办公主编办公

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

束流瞬变下Ci ADS次临界反应堆燃料包壳安全分析

张庆阳, 顾龙, 彭天骥, 盛鑫

文章导航 > 核动力工程 > 2018 > 39(5): 51-57

张庆阳, 顾龙, 彭天骥, 盛鑫. 束流瞬变下Ci ADS次临界反应堆燃料包壳安全分析[J]. 核动力工程, 2018, 39(5): 51-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0051

引用本文:

张庆阳, 顾龙, 彭天骥, 盛鑫. 束流瞬变下Ci ADS次临界反应堆燃料包壳安全分析[J]. 核动力工程, 2018, 39(5): 51-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0051

Zhang Qingyang, Gu Long, Peng Tianji, Sheng Xin. Safety Analysis of CiADS Sub-Critical Reactor Fuel Cladding under Beam Transients[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(5): 51-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0051

Citation:

Zhang Qingyang, Gu Long, Peng Tianji, Sheng Xin. Safety Analysis of CiADS Sub-Critical Reactor Fuel Cladding under Beam Transients[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(5): 51-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0051

张庆阳, 顾龙, 彭天骥, 盛鑫. 束流瞬变下Ci ADS次临界反应堆燃料包壳安全分析[J]. 核动力工程, 2018, 39(5): 51-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0051

引用本文:

张庆阳, 顾龙, 彭天骥, 盛鑫. 束流瞬变下Ci ADS次临界反应堆燃料包壳安全分析[J]. 核动力工程, 2018, 39(5): 51-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0051

Zhang Qingyang, Gu Long, Peng Tianji, Sheng Xin. Safety Analysis of CiADS Sub-Critical Reactor Fuel Cladding under Beam Transients[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(5): 51-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0051

Citation:

Zhang Qingyang, Gu Long, Peng Tianji, Sheng Xin. Safety Analysis of CiADS Sub-Critical Reactor Fuel Cladding under Beam Transients[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(5): 51-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0051

束流瞬变下Ci ADS次临界反应堆燃料包壳安全分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0051

张庆阳^1,2,
顾龙^1,2, ,,
彭天骥¹,
盛鑫¹

1. 中国科学院近代物理研究所, 兰州, 730030;
2. 中国科学院大学, 北京, 100043

基金项目:

国家自然科学基金资助项目(11705255)

中国科学院“西部之光”人才培养引进计划资助项目(29Y728010)

作者简介:
张庆阳（1992—），男，硕士研究生，现主要从事反应堆热工水力与安全研究

通讯作者:
顾龙,E-mail:gulong@impcas.ac.cn

中图分类号: TL364
计量
- 文章访问数: 306
- HTML全文浏览量: 45
- PDF下载量: 2
- 被引次数: 0
出版历程
- 收稿日期: 2017-09-05
- 修回日期: 2018-04-26

Safety Analysis of CiADS Sub-Critical Reactor Fuel Cladding under Beam Transients

1. Institute of Modern Physics, Chinese Academy of Sciences, Lanzhou, 730030, China;
2. University of Chinese Academy of Sciences, Beijing, 100043, China

摘要: 利用反应堆系统分析程序RELAP5mod4.0模拟了加速器驱动嬗变研究装置(Ci ADS)次临界反应堆燃料棒在发生失束事件时的响应特性;利用有限元软件ANSYS 17.0计算了CiADS次临界反应堆燃料包壳在失束事件下的疲劳寿命;预测了中国未来百兆瓦级加速器驱动次临界系统(ADS)中燃料包壳的疲劳寿命。研究表明:失束时CiADS次临界反应堆功率瞬间下降到满功率的2.156%;失束事件下CiADS次临界反应堆的燃料包壳的疲劳寿命在10⁸次以上;失束事件不会对中国未来百兆瓦级ADS中的燃料包壳造成疲劳损伤。
- 加速器驱动嬗变研究装置(CiADS) /
- 失束 /
- 应力分析 /
- 疲劳寿命
Abstract: The response characteristics of the fuel rods in the sub-critical reactor of China Initiative Accelerator Driven System（CiADS） under beam trip were simulated by the reactor system analysis program RELAP5 mod4.0. The fatigue life of the fuel cladding in CiADS under beam trip is calculated by ANSYS 17.0. The fatigue life of the fuel cladding in hundred megawatt Accelerator Driven Sub-critical System（ADS） to be designed in China is predicted. The results show that the power of Ci ADS subcritical reactor instantaneously falls to 2.156% of full power when beam trip lost. The fatigue life of the fuel cladding of the CiADS subcritical reactor under beam trip is above 108. the beam trip will not cause fatigue damage to fuel cladding in hundred megawatt ADS to be designed in China.
- CiADS /
- Beam trip /
- Stress analysis /
- Fatigue life

参考文献(0)

资源附件(0)

计量

文章访问数: 306
HTML全文浏览量: 45
PDF下载量: 2
被引次数: 0

/

下载: 全尺寸图片幻灯片

分享

用微信扫码二维码

分享至好友和朋友圈

返回