核热推进反应堆燃料元件热工应力安全分析

作     者：周之帆 章静 巫英伟 贺亚男 郭凯伦 王明军 苏光辉 秋穗正 田文喜 ZHOU Zhifan;ZHANG Jing;WU Yingwei;HE Yanan;GUO Kailun;WANG Mingjun;SU Guanghui;QIU Suizheng;TIAN Wenxi

作者机构：西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 

出 版 物：《火箭推进》 (Journal of Rocket Propulsion)

年 卷 期：2024年第50卷第4期

页      面：83-93页

学科分类：08[工学] 082701[工学-核能科学与工程] 0827[工学-核科学与技术] 

基　　金：中核集团青年英才项目 中国科协青年托举人才工程 

主　　题：核热推进 燃料元件 热工应力 流固耦合 安全分析 

摘      要：核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃料元件的热工应力行为规律及热工安全边界,以火箭飞行用核引擎(nuclear engine for rocket vehicle applications,NERVA)型核热推进反应堆为对象,选取反应堆内部密排燃料组件基本单元,建立对称模型,针对堆内(U,Zr)C石墨基复合燃料元件开展高温高流速氢气推进模式下的流-热-应力行为研究,评估燃料元件的高温熔化与断裂失效风险。研究结果表明:核热推进反应堆运行工况下,燃料元件受自身冷却剂通道排布方式与连接管元件冷却作用影响导致内部热流分配不均;径向大温差带来的热膨胀差异在轴向上积累是引发燃料元件结构断裂失效的主要原因;综合分析燃料元件内部的温度-应力场分布情况与影响因素,可为核热推进系统的运行安全设计提供优化思路与参考依据。