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Development and validation of a new oxide fuel rod performance analysis code for the liquid metal fast reactor

Nuclear Science and Techniques 2022年第5期33卷 167-177页

作者： Guang-Liang Yang Hai-Long Liao Tao Ding Hong-Li Chen School of Nuclear Science and Technology University of Science and Technology of ChinaHefei230026China

The integrity and reliability of fuel rods under both normal and accidental operating conditions are of great importance for nuclear reactors.In this study,considering various irradiation behaviors,a fuel rod performance analysis code,named KMC-Fueltra,was developed to evaluate the thermal–mechanical performance of oxide fuel rods under both normal and transient conditions in the LMFR.The accuracy and reliability of the KMC-Fueltra were validated by analytical solutions,as well as the results obtained from codes and experiments.The results indicated that KMC-Fueltra can predict the performance of oxide fuel rods under both normal and transient conditions in the LMFR.

关键词： Fuel rod analysis code thermal-mechanical performance Irradiation behaviors Pellet-cladding mechanical interaction Liquid metal fast reactor

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