核燃料组件运输容器的临界安全分析

核燃料组件运输容器的临界安全分析

论文摘要

为验证CEFR-MOX燃料组件运输容器临界安全分析结果,本文对临界安全计算模型、正常和事故工况下情景假设、临界安全分析等内容使用MCNP程序进行了分析与计算。校核结果表明:正常和事故工况下,CEFR-MOX燃料组件运输容器Keff值变化趋势与原设计基本吻合,最大Keff值与原设计Keff值相对偏差不超过1%。

论文目录

  • 1 CEFR-MOX燃料组件与运输容器
  •   1.1 燃料组件参数
  •   1.2 运输容器参数
  • 2 校核计算模型
  • 3 次临界限值的确定
  • 4 临界安全校核计算及结果比较
  • 5 结论
  • 文章来源

    类型: 期刊论文

    作者: 张敏,曹芳芳,张亮,潘玉婷,洪哲

    关键词: 燃料组件,运输容器,临界安全分析

    来源: 核安全 2019年03期

    年度: 2019

    分类: 工程科技Ⅱ辑

    专业: 核科学技术

    单位: 生态环境部核与辐射安全中心

    分类号: TL352

    DOI: 10.16432/j.cnki.1672-5360.2019.03.016

    页码: 89-94

    总页数: 6

    文件大小: 1722K

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