基于蒙特卡羅方法的新型乏燃料干式貯存容器輻射安全仿真驗(yàn)證
[Abstract]:Aiming at the critical and radiation shielding problem of the CHN-24 type special vessel designed for storing 24 groups of spent fuel assemblies with burnup depth of 45 GWD/MTU, Monte Carlo program MCNP, was used to establish the calculation model of critical and radiation shielding for CHN-24 vessels. The results show that under normal storage conditions, the effective multiplication factor of spent fuel (k _ (eff) = 0.283) increases with the increase of water level. The maximum value of keff was 0.706 when filled with water; The surface dose equivalent rate of the vessel decreases with the increase of water immersion. Under normal storage conditions, I. e., the maximum dose equivalent rates of 0. 42 m Sv h ~ (-1) and 0. 08 m Sv h ~ (-1) of the vessel surface and 1 m from the surface of the vessel are respectively 0. 42 m / h ~ (-1) and 0. 08 m Sv / h ~ (-1). All of the above are in accordance with the critical and dose safety standards set by the International Atomic Energy Agency. It is also shown that the Monte Carlo method can be used to verify the criticality and radiation shielding safety of spent fuel vessels. The research provides a reference for the development of nuclear spent fuel storage containers with independent intellectual property rights.
【作者單位】: 南京航空航天大學(xué)核科學(xué)與工程系;江蘇省核能裝備材料工程實(shí)驗(yàn)室;
【基金】:江蘇省產(chǎn)學(xué)研聯(lián)合創(chuàng)新資金項(xiàng)目(No.BY2014003-04) 南京航空航天大學(xué)研究生創(chuàng)新基地開放基金(No.kfjj20150602) 江蘇高校優(yōu)勢(shì)學(xué)科建設(shè)工程項(xiàng)目資助~~
【分類號(hào)】:TM623.8
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3 呂焱q,
本文編號(hào):2397073
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