【摘 要】
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快堆(Fast Reactor)具有燃料利用率高、可嬗变核废料的优势,是目前较为理想的先进堆型之一.快堆广泛采用池式回路布置,因此对池式快堆(Pool-type Fast Reactor)进行安全分析
【机 构】
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中国科学院近代物理研究所 兰州 730000中国科学院大学核科学与技术学院 北京 100049;
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快堆(Fast Reactor)具有燃料利用率高、可嬗变核废料的优势,是目前较为理想的先进堆型之一.快堆广泛采用池式回路布置,因此对池式快堆(Pool-type Fast Reactor)进行安全分析具有重要意义.本文采用集总参数法建立池式快堆的一回路模型,基于MATLAB编写核热耦合程序并对其进行无保护失流事故工况的安全分析,并将计算结果与实验值及其他机构计算结果进行了对比.结果显示:集总参数法的计算结果与实验和其他机构计算值均符合较好,验证了程序的可靠性.使用该程序可对池式钠冷快堆在无保护失流事故中的堆芯行为与固有安全性做出较为准确的预估计算.
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