核燃料组件运输容器的临界安全分析

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Kef值变化趋势与原设计基本吻合,最大Kef值与原设计Kef值相对偏差不超过1％.

关键词：CEFR-MOX燃料组件、运输容器、临界安全分析

所属期刊栏目：18

分类号：TL731(辐射防护)

在线出版日期：2019-06-26（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共6页

页码：89-94