超临界水冷堆中子能谱计算及安全性分析

作     者：汤晓斌 谢芹 耿长冉 陈达 Tang Xiaobin;Xie Qin;Geng Changran;Chen Da

作者机构：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 

基　　金：基本科研业务费专项资金项目(NN2012059) 南京航空航天大学教育教学改革研究课题(56XNA12071) 

出 版 物：《强激光与粒子束》 (High Power Laser and Particle Beams)

年 卷 期：2012年第24卷第12期

页      码：2996-3000页

摘      要：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。

主 题 词：超临界水冷堆 中子能谱 失水事故 蒙特卡罗计算 

学科分类：08[工学] 0827[工学-食品科学与工程类] 082701[082701] 

核心收录：

D　O　I：10.3788/hplpb20122412.2996

馆 藏 号：203464861...