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長週期 核燃料 貯藏施設에서의 放射線遮蔽解釋 = Radiation Shielding Analysis on The Spent Fuel Storage Facility for the Extended Fuel Cycle
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학술지명
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발행연도
1984
작성언어
Korean
KDC
559.17
등재정보
KCI등재
자료형태
학술저널
발행기관 URL
수록면
90-96(7쪽)
제공처
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長週期核燃料 爐心技法에 의한 使用後燃料가 旣存 使用後核燃料貯藏施設의 設計變更없이 同 施設에 受容 可能한지를 決定하기 위하여 貯藏施設에서의 豫想 放射線被曝線量率을 DLC-23/CASK(22n, 18g) 斷面績資料와 ANISN-W 電算코드로 計算하여 設計基準値와 比較·檢討하였다.
使用後核燃料內容의 放射能量 및 감마선스펙트럼은 核燃料交替모델에 따라 ORIGEN 電算코드로 計算하였다.
放射線量率의 計算에 있어서 貯藏槽의 幾何學的 모델은 無限平板模型이며 貯藏된 使用後核燃料의 構成物質과 放射線源은 核燃料集合體內에 均一하게 分包되었다고 假定하였다.
使用後核燃料貯藏槽에 貯藏된 核燃料集合體 및 貯藏用水中 放射性核種에 의한 放射線量率의 計算結果는 正常 및 事故水面時 計算된 放射線量率이 設計基準値를 滿足시켜주는 것으로 나타났다.
Estimated dose rates in spent fuel pool storage with the extended fuel cycle core management were reviewed and compared with design limit after calculation with the aid of DLC-23/CASK(22n, 18g) nuclear data and ANISN code.
Radioactivity and gamma spectrum within spent fuel assemblies were calculated with ORIGEN code by extended fuel cycle model. In the calculation of dose rate, the fuel pool geometry was assumed to be infinite slab. Also, composition materials and radiation source within assemblies which are being stored in pool storage were assumed to be uniformly distributed throughout all the assemblies.
As a result of calculation of dose rate from stored assemblies and waterborne radionuclides in pool water, the calculated dose rates appear to be lower than design basis limit under normal condition as well as abnormal condition.
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