【摘 要】
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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
【机 构】
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中国工程物理研究院核物理与化学研究所,西安交通大学核科学与技术学院
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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5.30cm到5.175cm,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
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