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핵연료 수송용기의 방사선 차폐해석

Radiation Shield Analysis for Spent Fuel Shipping Cask

방사선방어학회지 1985년 10권 2호 p.148 ~ 154
소속 상세정보
조건우/Cho, Kun-Woo 김희원/권석근/곽은호/문석형/Kim, Hee Won/Kwon, Seog-Kun/Kwak, Eun-Ho/Moon, Philip Sr

Abstract

KSC-1 핵연료 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 QADㆍCG, ANISN-KA, DOT 3.5등의 전산코
드와 DLC-23/CASK의 핵단면적 자료를 사용하여 수행하였다. 운반물인 사용후 핵연료집합체로 부
터 방출되는 중성자 및 감마선의 방사선원항은 ORIGEN-79 전산코드를 이용하여 평가하였다.
방사선차폐해석 결과, 1개의 가압경수로 사용후 핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-1 핵연료 수
송용기는 정상적인 수송조건에서 뿐만 아니라 가상적인 사고수송조건하에서도 관련 법령에서 정하는
기준을 만족하고 있어 방사선차폐해석의 관점에서 볼 때, 그 안전성이 입증된다.
Radiation shield design for a shipping cask, KSC-1, was evaluated to verify that the cask can be used in the transportation of a spent fuel assembly discharged from KNU 5 & 6.
Radiation source term of the spent fuel assembly was calculated with the computer program ORIGEN-79, QAD-CG, ANISN-KA and DOT 3.5 codes were used in the shielding calculations and the nuclear cross section data needed was extracted from the DLC-23/CASK library.
It is concluded that KSC-1 shipping cask satisfies the requirements specified in the relevant regulations under normal conditions of transport and under accident conditions in transport.

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