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 南京航空航天大学 核科学与工程系， 南京 210016
2 兰州大学 核科学与技术学院， 兰州 730000
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。
超临界水冷堆 中子能谱 失水事故 蒙特卡罗计算 supercritical water-cooled reactor neutron spectrum loss of coolant accident Monte Carlo calculation 强激光与粒子束
2012, 24(12): 2996
