快堆假想堆芯解体事故程序研发
钠冷快中子反应堆是以钠作为冷却剂的第4代核能系统之一,为保证快堆在严重事故下能够包容放射性物质,对快堆假想堆芯解体事故进行准确模拟计算是非常必要和迫切的.本文以快堆的实际模型为基础，建立了快中子反应堆假想堆芯解体事故分析模型。模型采用改进型B-T模型，且引入快堆实际的堆芯功率径向分布函数。因此，该模型能更好地模拟快堆假想堆芯解体事故。由于本工作程序为快堆假想堆芯解体事故保守分析程序，程序验证采用与法国的EPIX-COPOS程序进行对比验证。在采用相同计算参数的情况下，本工作程序计算结果较EPIX-COPOS程序的计算结果保守，因此该程序能对快堆假想堆芯解体事故进行保守分析。
快中子反应堆 堆芯解体事故 模拟程序 设计理念
师泰 胡文军 张东辉
中国原子能科学研究院,北京 102413
国内会议
合肥
中文
132-136
2014-11-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）