核燃料组件运输容器的临界安全分析

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英文篇名：Criticality Safety Analysis of Nuclear Fuel Assembly Transport Container 作者：张敏 ; 曹芳芳 ; 张亮 ; 潘玉婷 ; 洪哲 英文作者：Zhang Min;Cao Fangfang;Zhang Liang;Pan Yuting;Hong Zhe;Nuclear and Radiation Safety Center,MEE; 关键词：CEFR-MOX燃料组件 ; 运输容器 ; 临界安全分析 英文关键词：CEFR-MOX fuel assembly;;transport container;;criticality safety analysis 中文刊名：HAQY 英文刊名：Nuclear Safety 机构：生态环境部核与辐射安全中心; 出版日期：2019-06-05 出版单位：核安全 年：2019 期：v.18;No.68 语种：中文; 页：HAQY201903017 页数：6 CN：03 ISSN：11-5145/TL 分类号：95-100

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K_(eff)值变化趋势与原设计基本吻合,最大K_(eff)值与原设计K_(eff)值相对偏差不超过1%。
        In order to verify the criticality safety analysis results of CEFR-MOX fuel assembly transport container, this paper conducts independent check analysis and calculation for the criticality safety calculation model, scenario assumptions under normal and accident condition, and criticality safety analysis. The results of the check indicate that the change trend of the K_(eff) value is basically consistent with the original design under normal and accident conditions. The relative deviation between the maximum K_(eff) value and the original design Keff value does not exceed 1%.

引文

[1]生态环境部,国家质量监督检验检疫总局.GB11806—2019,放射性物品安全运输规程[S].北京:中国标准出版社,2019.
    [2] IAEA.No.SSR-6,Regulations for the safe transport of radioactive material[S].Vienna:IAEA,2018.
    [3]中国国家标准化技术委员会.GB/T15146.2—2008,反应堆外易裂变材料的临界安全,第2部分:易裂变材料操作、加工、处理的基本技术准则与次临界限值[S].北京:国家标准化管理委员会,2008.
    [4]易璇,霍小东.运输容器临界安全评价要点剖析[J].原子能科学技术,2013,47(增刊):310-211.