铀氢锆脉冲堆堆芯核安全参数的计算

计算物理 ›› 1999, Vol. 16 ›› Issue (2): 177-182.

铀氢锆脉冲堆堆芯核安全参数的计算

陈伟¹, 江新标¹, 谢仲生¹, 陈达²

1. 西安交通大学能源动力系, 710049;
2. 西北核技术研究所, 西安 710024

收稿日期:1997-12-15 修回日期:1998-09-17 出版日期:1999-03-25 发布日期:1999-03-25
作者简介:陈伟,男,30,博士,助理研究员,西安69号信箱938分箱,710024

Study of nuclear safety parameters of uranium zirconium hydride pulsed research reactor core

Chen Wei¹, Jiang Xinbiao¹, Xie Zhongsheng¹, Chen Da²

1. Xi'an Jiaotong University, 710049;
2. Northwest Institute of Nuclear Technology, Xi'an 710024

Received:1997-12-15 Revised:1998-09-17 Online:1999-03-25 Published:1999-03-25

摘要/Abstract

摘要： 应用自己扩充的含有氢化锆中氢、铒-166和铒-167核素数据的WIMS-N1/N2数据库以及国际通用的栅元计算程序WIMS-D/4和六角形节块程序SIXTUS,分析了铀氢锆脉冲堆堆芯重要的核安全参数:功率峰因子和燃料负温度系数。

关键词: 铀氢锆堆, 核安全参数, 功率峰因子, 燃料负温度系数

Abstract: By using lattice calculation code WIMS-D/4,hexagonal nodal diffusion code SIXTUS and the WIMS-N1/N2 library which include the data of the nuclide H in ZrH,Er-166 and Er-167,nuclear safety parameters are analyzed of uranium zirconium hydride pulsed reactor core,power peaking factor and fuel temperature coefficient.

Key words: Pulsed reactor, nuclear safety parameter, power peaking factor, fuel negative temperature reactivity coefficient

中图分类号:

TL329

陈伟, 江新标, 谢仲生, 陈达. 铀氢锆脉冲堆堆芯核安全参数的计算[J]. 计算物理, 1999, 16(2): 177-182.

Chen Wei, Jiang Xinbiao, Xie Zhongsheng, Chen Da. Study of nuclear safety parameters of uranium zirconium hydride pulsed research reactor core[J]. CHINESE JOURNAL OF COMPUTATIONAL PHYSICS, 1999, 16(2): 177-182.

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