基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析
Criticality Safety Analysis of the Spent Fuel Storage Pool for PWR Reactor Based on SCALE Code作者机构:环境保护部核与辐射安全中心北京100082
出 版 物:《核电子学与探测技术》 (Nuclear Electronics & Detection Technology)
年 卷 期:2016年第36卷第4期
页 面:408-411页
学科分类:0808[工学-电气工程] 0809[工学-电子科学与技术(可授工学、理学学位)] 08[工学] 0804[工学-仪器科学与技术] 0827[工学-核科学与技术] 082701[工学-核能科学与工程] 0703[理学-化学] 1009[医学-特种医学] 0702[理学-物理学]
基 金:国家科技重大专项(2013ZX06002001)资助
摘 要:基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。