運用FLUKA計算程序?qū)χ袊圩児こ虒嶒灦眩–FETR）進行了一維模擬活化運算,得出了產(chǎn)氚包層、屏蔽層、真空室結構材料、環(huán)向場線圈等模塊的中子活化特性。計算結果表明,在聚變堆以200MW聚變功率持續(xù)穩(wěn)態(tài)運行一年后,剛停堆時堆體的總活度為1.05×1019Bq,停堆十年后堆體總活度為1.03×1017Bq,此時堆體的主要殘留放射性核素為55Fe。研究結果表明,目前CFETR的設計不存在突出的放射性環(huán)境安全問題。 

【文章來源】：核聚變與等離子體物理. 2014,34(03)北大核心CSCD

【文章頁數(shù)】：5 頁

【參考文獻】：
期刊論文
[1]ITER試驗包層模塊活化計算與環(huán)境安全分析[J]. 陳志,馮開明,張國書,袁濤,王曉宇,趙周.  核聚變與等離子體物理. 2005(03)
[2]聚變實驗增殖堆FEB-E放射性廢物處置指標的計算[J]. 馮開明.  核聚變與等離子體物理. 2000(01)

碩士論文
[1]ITER中國固態(tài)實驗包層三維Monte Carlo中子學性能分析[D]. 韓靜茹.華北電力大學（北京） 2009



本文編號：3390056