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摘要 START-3程序用于在燃料棒可用性以及商用热中子反应堆燃料许可证的研究、证明时稳态以及瞬态热中子反应堆全方位燃料棒的机械强度、热工物理计算，程序计算后可得到燃料（含钆或者不含钆）及包壳应力-应变情况；燃料温度分布；内部气体压力及组成等数据。根据计算结果分析人员可以判断燃料棒的工作能力是否能够保持，预测出可能的燃料包壳破损程度，以便反馈给电站运行人员必要的信息，保证反应堆安全和稳定的运行。 关键词 核电站；燃料棒；START-3大功率控制器程序；性能分析
中图分类号 T32 文献标识码 A 文章编号可视化调度系统 1673-9671-(2012)072-0166-01
1 概述减速机测试台
目前世界上压水堆核电站的反应堆堆芯按组件的几何形状可以分为两类，一类是正方形组件堆芯，另一类是六角形组件堆芯。对于前者国内外有很多燃料管理计算程序。由于后者在世界动力堆中占少数，故对其研究较少。田湾核电站所采用的俄罗斯WWER-1000反应堆为六角形组件压水堆，因而田湾六角形组件燃料计算程序具有重要的意义。 田湾核电站燃料性能分析人员目前正在对俄罗斯开发研制的燃料棒性能分析程序START-3进行深入学习和研究。START-3程序用于在燃料棒可用性以及商用热中子反应堆燃料许可证的研究、证明时，对稳态以及瞬态热中子反应堆全方位燃料棒的机械强度、热工物理进行计算，程序计算后可得到燃料（含钆或者不含钆）及包壳应力-应变情况；燃料温度分布；内部气体压力及组成等数据。包壳应力-应变情况包括长期力、短期力和腐蚀裂变产物根据SCC（应力腐蚀裂纹）机制下损伤积累过程。根据计算结果分析人员可以判断燃料棒的工作能力是否能够保持，预测出可能的燃料包壳破损程度，由此反馈给运行人员必要的信息，保证反应堆安全和稳定的运行。
新型的一体化可燃毒物含钆燃料组件（对苯乙烯磺酸钠FAs UGF）从1994年开始已成功运行在俄罗斯设计的WWER-1000机组上。燃料棒以及含钆燃料棒的设计就是在START-3程序的帮助下进行设计的。START-3程序由全俄罗斯无机材料研究院（燃料棒设计工程单位，英文缩写为SSC RF ARRIIM）研制开发，并广泛用于WWER、RBMK和快中子反应堆燃料棒研究、设计和取证方面。汽车报警系统
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