中国工程物理研究院 核物理与化学研究所, 四川 绵阳 621900
基于中国绵阳研究堆（CMRR）高温高压辐照考验回路初步设计方案，就回路失水事故（LOCA）及失流事故（LOFA）两类典型事故进行分析。结果表明：回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6 ℃及367.6 ℃，均远低于1204 ℃；全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比（MDNBR）大于1.5，不会发生偏离泡核沸腾；卡轴事故中包壳最高温度为734.1 ℃，低于1482 ℃。上述结果均满足验收准则，符合安全法规要求。
高温高压辐照考验回路 失水事故 失流事故 中国绵阳研究堆 fuel test loop loss-of-coolant accident loss-of-flow accident China’s Mianyang Research Reactor 强激光与粒子束
2019, 31(9): 096001
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
