钍在轻水堆中利用的研究

对钍－２３２在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便，以秦山核电厂反应堆参数为基础，只改变堆芯燃料组分，在可裂变材料总量不变的条件下，对不同钍－２３２装量进行了多方案研究。结果表明，由于钍－２３２吸收中子后的主要转换产物是铀－２３３，它在热堆中的η值比铀－２３５和钚－２３９的高，因此在同样初始过剩反应性情况下，随着钍－２３２装量的增大，燃耗的加深，堆内易裂变材料总生成量也随之增大，转换比提高，从而使堆芯寿期延长，节省了核燃料。可见钍是一种有前途的能源资源。此外必须指出，在所研究的参数条件下以钍－铀重量比０．２５为佳。

用HAMMER-JUR和EXT-2程序校核反应堆临界实验

用HAMMER-JUR和EXT-2程序校核了几种反应堆堆芯的临界实验。结果表明,理论计算值与实验测量直符合良好,且计算费用也在可接受的范围内。证明该二配套程序可用于反应堆设计计算。

脉冲反应堆动态参数研究

本文介绍了脉冲反应堆瞬变的动态特性的计算模型。计算结果与实验值的相对偏差约3%。