节点文献

HFETR堆芯热中子阱研究

Study on Thermal Neutron Trap in Core of HFETR

  • 推荐 CAJ下载
  • PDF下载
  • 不支持迅雷等下载工具,请取消加速工具后下载。

【作者】 傅蓉彭凤邓才玉邱立青

【Author】 FU Rong, PENG Feng, DENG Cai-yu, QIU Li-qing (Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610005, China)

【机构】 中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院 成都610005成都

【摘要】 采用扩散和输运两种方法对高通量工程试验堆(HFETR)热中子阱进行研究。计算结果表明:水热中子阱的最佳热阱半径为6.0cm,其最大热中子注量率约是无阱时最大热中子注量率的3.1~3.7倍;铍-水热中子阱的最佳热阱半径分别为7.5cm(扩散方法)和2.5cm(输运方法),其最大热中子注量率约是无阱时最大热中子注量率的3.2~4倍.

【Abstract】 In this paper, the thermal neutron traps are studied for HFETR by transport method and diffu-sion method. The calculation results show that the best radius is 6.0cm for water thermal neutron trap and the maximal thermal flux is 3.1~3.7 times of the one in the non-trap core;and for beryllium-water thermal neu-tron trap, the best radius is 7.5cm(diffusion method) and 2.5cm(transport method), respectively and the maxi-mal thermal flux is 3.2~4.0 times of the one in the non-trap core.

【关键词】 热中子阱热中子注量率HFETR
【Key words】 Thermal neutron trapThermal neutron fluxHFETR
  • 【文献出处】 核动力工程 ,Nuclear Power Engineering , 编辑部邮箱 ,2007年06期
  • 【分类号】TL32
  • 【下载频次】75
节点文献中: 

本文链接的文献网络图示:

本文的引文网络