中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室, 成都 610041
现有的超临界水冷堆(SCWR)燃料组件通过采用“水棒”组件设计方式,以解决中子慢化不足的问题,但对组件及堆芯设计方案的工程可行性带来巨大挑战。提出混合慢化燃料组件,利用未流经燃料区加热的冷却剂与燃料区内固体慢化剂的混合设计,达到完全取消组件“水棒”设计的目的,实现超临界水冷堆组件的简化设计。计算分析表明,与“水棒”组件相比,混合慢化燃料组件不仅设计相对简化,而且具有较高的经济性和安全性。
超临界水冷堆 混合慢化 固体慢化剂 “水棒”组件 SCWR mixed moderation solid moderator water rod assembly 强激光与粒子束
2017, 29(5): 056004
1 中国工程物理研究院 核物理与化学研究所, 四川 绵阳 621900
2 西安交通大学 核科学与技术学院, 西安 710049
针对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)新型62棒设计,其功率密度与燃料温度、冷却剂密度/温度紧密耦合,利用中子物理分析程序(WIMS-AECL)和子通道分析程序(ATHAS),对该设计堆芯进行核热耦合分析,并进行优化,结果表明该耦合方法是有效的。分析结果指出新型62棒燃料组件设计包壳最高温度和冷却剂出口温度都低于设计限值,满足设计目标；并且可以通过调整内外圈燃料富集度至5.5%和4.6%、调整燃料组件内圈棒束节圆由5.30 cm到5.175 cm,进行优化来获取一个均匀的温度分布；通过对比不同栅距下的慢化剂温度系数和空泡系数,得到一个最佳栅距为21 cm。
核热耦合 62棒棒束设计 PT-SCWR PT-SCWR neutronic thermal-hydraulic coupling analysis 62-element bundle design WIMS-AECL WIMS-AECL ATHAS ATHAS CANDU CANDU 强激光与粒子束
2015, 27(1): 016017
