退役反应堆放射性活化源项计算

摘要：

本文建立了退役反应堆活化源项的计算模型，通过临界计算验证了模型的正确性。介绍了对于距堆芯较远的区域采用分层计算和分步计算的重要意义，通过MCNP和ORIGEN程序相结合，计算了距堆芯较远处的支撑裙、铅支撑筒内侧和外侧钢板样品和一次水箱外筒的预留样品60 Co比活度，计算值与测量值的偏差满足退役工程设计需求，表明本文所建立的退役反应堆放射性活化源项计算方法和模型是适用的。

关键词：源项、临界计算、深穿透、分步计算、60 Co比活度

分类号：TL941

资助基金：核废物与环境安全国防重点学科实验室西南科技大学开放基金资助项目11zxnk03

在线出版日期：2014-06-18（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：893-897