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摘要
实现超高快中子通量是世界先进研究堆的重要发展方向，对于加快第四代先进核能系统燃料及材料创新发展具有重要意义。本文从先进核能堆内结构材料与核燃料的辐照考验、长反应链超钚元素生产等角度，初步分析了我国建设超高通量快中子研究堆的必要性。在此基础上，确定了超高通量快中子研究堆的堆芯最大中子注量率及其冷却剂，给出了反应堆主要参数及冷却剂流动方案。反应堆热功率为200 MW，冷却剂为铅铋合金，最大中子注量率大于1016 cm-2·s-1。
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单位中国核动力研究设计院
