超临界水冷堆中子能谱计算及安全性分析

？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。