高级检索

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

基于LOCUST程序的事故容错燃料大破口失水事故安全分析

熊怡然 马泽华 梁任 林支康 琚忠云 彭振驯

熊怡然, 马泽华, 梁任, 林支康, 琚忠云, 彭振驯. 基于LOCUST程序的事故容错燃料大破口失水事故安全分析[J]. 核动力工程, 2024, 45(S1): 138-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0138
引用本文: 熊怡然, 马泽华, 梁任, 林支康, 琚忠云, 彭振驯. 基于LOCUST程序的事故容错燃料大破口失水事故安全分析[J]. 核动力工程, 2024, 45(S1): 138-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0138
Xiong Yiran, Ma Zehua, Liang Ren, Lin Zhikang, Ju Zhongyun, Peng Zhenxun. Safety Analysis on Accident-tolerant Fuel during LBLOCA Based on LOCUST Code[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(S1): 138-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0138
Citation: Xiong Yiran, Ma Zehua, Liang Ren, Lin Zhikang, Ju Zhongyun, Peng Zhenxun. Safety Analysis on Accident-tolerant Fuel during LBLOCA Based on LOCUST Code[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(S1): 138-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0138

基于LOCUST程序的事故容错燃料大破口失水事故安全分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0138
基金项目: 中国博士后科学基金项目(2022M712983)
详细信息
    作者简介:

    熊怡然(1996—),女,工程师,现主要从事核反应堆事故安全分析研究,E-mail: xiong.xyr@qq.com

  • 中图分类号: TL33

Safety Analysis on Accident-tolerant Fuel during LBLOCA Based on LOCUST Code

  • 摘要: 事故容错燃料(ATF)旨在提高核燃料在正常运行工况和事故工况下的安全特性。为评估ATF在大型商业压水堆大破口失水事故(LBLOCA)中的安全性能,本研究基于LOCUST程序,对采用UO2-Cr涂层锆合金包壳燃料的华龙一号(HPR1000)在LBLOCA不同阶段的主要热工水力现象和关键影响参数进行了分析和说明。结果表明,相比传统的UO2-Zr燃料,UO2-Cr涂层锆合金包壳燃料能降低LBLOCA下的包壳峰值温度(PCT)和包壳氧化膜厚度,提升了事故安全裕量,具有更好的事故容错性。

     

  • 图  1  HPR1000 RCS节点图

    SG—蒸汽发生器

    Figure  1.  HPR1000 RCS Nodalization

    图  2  归一化热导率

    Figure  2.  Normalized Heat Conductivity

    图  3  归一化体积比热

    Figure  3.  Normalized Volumetric Heat Capacity

    图  4  归一化径向热膨胀系数

    Figure  4.  Normalized Radial Thermal Expansion Coefficient

    图  5  归一化弹性模量

    Figure  5.  Normalized Young’s Modulus of Elasticity

    图  6  LBLOCA工况下瞬态关键参数变化

    Figure  6.  Evolution of Key Parameters during the LBLOCA Transient

    图  7  归一化热点包壳温度

    Figure  7.  Normalized Cladding Temperature of the Hot Spot

    图  8  归一化包壳氧化释热率

    Figure  8.  Normalized Oxidation Heat Release Rate of Cladding

    图  9  归一化包壳氧化膜厚度

    Figure  9.  Normalized Oxide Film Thickness of Cladding

    表  1  瞬态燃料关键参数

    Table  1.   Key Fuel Parameters during the Transient

    参数 锆合金包壳 Cr涂层锆合金包壳
    PCT1/K 1443 1432
    PCT2/K 1431 1269
    PCT3/K 1461 1410
    瞬态局部最大氧化膜厚度/μm 35.7 19.5
    总产氢量/kg 1.03 1.64×10−3
      注:①瞬态结束时单根燃料棒同一高度位置上包壳内、外表面瞬态生成的氧化膜厚度之和的最大值;②其中包壳外表面氧化膜厚度为0.09 μm
    下载: 导出CSV
  • [1] ZINKLE S J, TERRANI K A, GEHIN J C, et al. Accident tolerant fuels for LWRs: a perspective[J]. Journal of Nuclear Materials, 2014, 448(1-3): 374-379. doi: 10.1016/j.jnucmat.2013.12.005
    [2] 国家发展改革委,国家能源局. 能源技术革命创新行动计划(2016-2030年)[EB/OL]. (2016-03-01)[2023-05-03]. https://www.gov.cn/xinwen/2016-06/01/5078628/files/d30fbe1ca23e45f3a8de7e6c563c9ec6.pdf.
    [3] 武小莉,汪洋,张亚培,等. 事故容错燃料在大破口事故下的安全分析[J]. 原子能科学技术,2016, 50(6): 1065-1071. doi: 10.7538/yzk.2016.50.06.1065
    [4] 孙微,李铁萍,庄少欣,等. 大破口事故下事故容错燃料热工水力行为分析[J]. 核科学与工程,2016, 36(6): 822-826. doi: 10.3969/j.issn.0258-0918.2016.06.016
    [5] 杨红发,巫英伟,尹莎莎,等. 事故容错燃料安全性能初步分析[J]. 原子能科学技术,2020, 54(8): 1441-1447. doi: 10.7538/yzk.2019.youxian.0563
    [6] 徐财红,琚忠云,袁红胜,等. 两相流热工水力系统分析软件LOCUST-1.2开发概述[C]//中国核学会核反应堆热工流体力学分会第一届学术年会. 重庆,2021.
    [7] 王伟伟,熊怡然,鲍国刚,等. LOCUST系统分析软件的LOFT试验工况确认[C]//中国核学会核反应堆热工流体力学分会第二届学术年会. 哈尔滨,2022.
    [8] 丁雯,张大林,张魁,等. 基于ECC安注热混合试验的LOCUST 1.2分析与验证[J]. 原子能科学技术,2022, 56(8): 1515-1522. doi: 10.7538/yzk.2022.youxian.0379
    [9] Acceptance criteria for emergency core cooling systems for light water nuclear power reactors, Appendix K, ECCS evaluation models: 10 CFR 50.46[S]. U. S. Nuclear Regulatory Commission, 1992.
    [10] BRACHET J C, ROUESNE E, RIBIS J, et al. High temperature steam oxidation of chromium-coated zirconium-based alloys: kinetics and process[J]. Corrosion Science, 2020, 167: 108537. doi: 10.1016/j.corsci.2020.108537
    [11] DUMERVAL M, HOUMAIRE Q, BRACHET J C, et al. Behavior of chromium coated M5 claddings upon thermal ramp tests under internal pressure (loss-of-coolant accident conditions) (for poster session)[C]//Proceedings of the TopFuel 2018. Ptague: European Nuclear Society, 2018.
    [12] POWERS D A, MEYER R O. Cladding swelling and rupture models for LOCA analysis[R]. Washington: Division of Systems Safety, Office of Nuclear Reactor Regulation, 1980.
  • 加载中
图(9) / 表(1)
计量
  • 文章访问数:  52
  • HTML全文浏览量:  26
  • PDF下载量:  4
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2023-05-20
  • 修回日期:  2024-04-15
  • 刊出日期:  2024-06-15

目录

    /

    返回文章
    返回