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超临界水冷堆中子能谱计算及安全性分析

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超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的六种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一，与现有的轻水堆相比，具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型，解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题；考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布，计算并分析各区域的中子能谱分布；对失水事故下的超临界水冷堆安全性进行了分析，研究了不同区域冷却剂丢失程度对反应性及有效增殖系数的影响，表明所设计堆型具有较高的安全性；分析处理失水事故的应对措施，验证了使用注入硼水措施处理超临界水冷堆失水事故的可行性。本研究为超临界水冷堆的设计制造、安全分析提供了重要参考依据，为超临界水冷堆将来的设计和发展奠定了基础。

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来源
《第十一届全国蒙特卡罗方法及其应用学术交流会》|2012年|238-243|共6页
会议地点贵阳
作者
汤晓斌; 谢芹; 耿长冉; 陈达;
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作者单位

中国物理学会;

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会议组织
正文语种
原文格式 PDF
中图分类中子能谱;
关键词
超临界水冷堆; 中子能谱; 安全性分析; 失水事故; MCNP程序;

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