超临界水冷堆中子能谱计算及安全性分析
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。
超临界水冷堆 中子能谱 安全性分析 失水事故 MCNP程序
汤晓斌 谢芹 耿长冉 陈达
南京航空航天大学核科学与工程系,南京,210016 南京航空航天大学核科学与工程系,南京,210016 兰州大学核科学与技术学院,兰州, 730000
国内会议
贵阳
中文
238-243
2012-06-05（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）