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。
科研之友
微信
新浪微博
Facebook
分享链接
