KCI등재
核燃料 輸送容器에 對한 核臨界分析 = Criticality Analyses of Spent Fuel Shipping Cask
저자
발행기관
학술지명
권호사항
발행연도
1984
작성언어
Korean
KDC
559.17
등재정보
KCI등재
자료형태
학술저널
발행기관 URL
수록면
97-102(6쪽)
제공처
소장기관
KSC-1 核燃料 輸送容器에 對한 核臨界分析을 KENO-Ⅳ 몬테칼로 電算코드와 AMPX 電算코드係로부터 生産한 CSLIB19 19-에너지群 斷面績 資料를 써서 遂行하였다. 이때 美國 B&W社 CX-10 核臨界裝置를 대상으로 KENO-Ⅳ 및 CSLIB 19斷面績 시스템에 대한 檢證計算을 遂行한 後, 이 시스템의 타당성을 먼저 確認하였다.
核臨界分析 結果, 1個의 加壓輕水爐 使用後 核燃料集合體를 운반할 수 있는 核燃料輸送容器는 正常的인 輸送條件뿐만 아니라 假想的인 輸送事故條件下에서도 核臨界 關한 限 安全한 것 같았다.
Criticality analyses of the KSC-1(Korean Shipping Cask-1) spent fuel shipping cask have been performed with the help of KENO-Ⅳ Monte Carlo computer code and 19-group CSLIB 19 cross section set which was generated from AMPX modular system. The analyses followed a benchmark calculation which has been made with regard to the B & W CX-10 criticality facility in order to validate the Monte Carlo code and cross section set as described above.
The KSC-1 shipping cask seems to be safe in the criticality point of view for the transport of one PWR spent fuel assembly under the normal conditions as well as the hypothetical accident conditions.
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