MOX燃料反应堆回路设备源项计算程序开发

闫新龙; 吕焕文; 谭怡

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FCSC程序是中国核动力研究设计院自主研制的用于计算核动力装置主、辅回路系统设备中的裂变产物、腐蚀产物和锕系核素的源项程序。 MOX燃料中包含大量U(U-235、U-238)和Pu(Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241、Pu-242)，其中Pu-239、Pu-241等易裂变核素大约占Pu总量的2/3，在进行MOX燃料堆芯主回路冷却剂放射性源项计算时，必须考虑这些易裂变核素。针对MOX燃料的特点，对FCSC程序进行改进，扩展其计算功能，主要改进为在FCSC程序燃耗计算模块中增加以Pu的同位素为初始的重核活化反应和裂变反应计算功能，用于MOX燃料反应堆堆芯及回路设备源项计算。

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来源
《科技视界》 |2015年第27期|269-270|共2页
作者
闫新龙; 吕焕文; 谭怡;
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作者单位

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室;

四川成都610041;

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室;

四川成都610041;

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室;

四川成都610041;

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正文语种 chi
中图分类
关键词
FCSC程序; MOX燃料; 源项;

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