铀氢锆脉冲堆堆芯核安全参数的计算  

STUDY OF NUCLEAR SAFETY PARAMETERS OF URANIUM ZIRCONIUM HYDRIDE PULSED RESEARCH REACTOR CORE

作　　者：陈伟[1] 江新标[1] 谢仲生[1] 陈达[2] 

机构地区：[1]西安交通大学能源动力系 [2]西北核技术研究所

出　　处：《计算物理》1999年第2期177-182,共6页Chinese Journal of Computational Physics

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。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.

关 键 词：核安全参数 功率峰因子 堆芯 铀氢锆 脉冲堆 

分 类 号：TL440.641[核科学技术—核技术及应用]