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核电厂乏燃料运输容器的辐射安全研究

张普忠

   以某型乏燃料运输容器为计算模型,对其进行了临界安全、核热分布以及辐射屏蔽计算,并对临界计算和屏蔽计算的部分参数进行了敏感性分析。其中临界计算基于燃耗信任制方法,利用SCALE5.1程序系统中的STARBUCS程序计算;辐射屏蔽计算利用一维离散纵标程序SAS2和三维蒙特卡罗程序SAS4,为保证计算结果的正确性,分别采用了蒙特卡罗程序MCNP、离散纵标程序DORT和点核积分程序QAD进行对比计算,通过对比分析表明SAS2和SAS4的计算结果是可靠的。临界计算表明乏燃料运输容器是临界安全的,核热计算和辐射屏蔽计算分别给出了运输容器外的核热和剂量率分布,为运输容器的设计制造以及乏燃料的安全运输提供参考。……   
[关键词]:乏燃料运输容器;临界安全;辐射屏蔽;核热分布
[文献类型]:硕士论文
[文献出处]:华北电力大学(北京)2010年
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