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钠冷行波堆TP-1瞬态安全分析
  • ISSN号:1000-6931
  • 期刊名称:原子能科学技术
  • 时间:2013
  • 页码:2020-2025
  • 分类:TL333[核科学技术—核技术及应用]
  • 作者机构:[1]西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安710049
  • 相关基金:国家自然科学基金资助项目(91126009);杰出青年基金资助项目(11125522)
  • 相关项目:先进核能系统热工、物理及其耦合
作者: 苏光辉|
中文摘要:

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人事故进行计算,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。

英文摘要:

As a new conceptual reactor, traveling wave reactor (TWR) is under fundamental research phase. The physical and mathematical models of the main parts of the primary circuit of TP-1 sodium cooled TWR designed by TerrraPower Co. were established, and the transient and safety analysis code TAST for sodium cooled TWR was preliminarily developed with Fortran program. Steady state analysis proves that the stability and dependability of TAST code for TWR are preserved. The variations of main parameters for loss of flow and reactivity insertion accidents were calculates, the results show that TWR is safe under such two transients.

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期刊信息
  • 《原子能科学技术》
  • 北大核心期刊(2011版)
  • 主管单位:中国核工业集团公司
  • 主办单位:中国原子能科学研究院
  • 主编:万钢
  • 地址:北京市275-65信箱
  • 邮编:102413
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  • 电话:010-69358024 69357285
  • 国际标准刊号:ISSN:1000-6931
  • 国内统一刊号:ISSN:11-2044/TL
  • 邮发代号:82-161
  • 获奖情况:
  • 1991年全国首届国防科技期刊评比一等奖,“四通杯”北京优秀期刊全优期刊奖和全国优秀期刊...,“八五”期间优秀国防科技期刊奖,2011年“百种中...
  • 国内外数据库收录:
  • 美国化学文摘(网络版),荷兰文摘与引文数据库,美国工程索引,日本日本科学技术振兴机构数据库,中国中国科技核心期刊,中国北大核心期刊(2004版),中国北大核心期刊(2008版),中国北大核心期刊(2011版),中国北大核心期刊(2014版)
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