【摘 要】
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材料活化产生的放射性不仅对反应堆系统安全产生重要的影响,还会使反应堆退役后存在大量核废料的后处理问题.本文基于欧拉指数方法,采用EAF数据库,自主开发了活化计算程序EuA
【机 构】
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华北电力大学核科学与工程学院,北京 102206
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材料活化产生的放射性不仅对反应堆系统安全产生重要的影响,还会使反应堆退役后存在大量核废料的后处理问题.本文基于欧拉指数方法,采用EAF数据库,自主开发了活化计算程序EuACT,对z1RL0、Zr-4、M5、N18包壳材料的活化特性进行了计算与分析,并与欧洲活化程序FIsPACT计算结果进行了对比.分别选取0.5、1.0和1.5 a的辐照时间,计算3种情况下辐照停堆后不同包壳材料的放射性比活度以及衰变余热随停堆时间的变化,并对包壳材料活化特性进行初步分析.结果表明:EuACT与FISPACT的计算结果符合良好;仅从停堆后放射性比活度和衰变余热的角度分析,Zr-4相比其他3种材料具有一定优势.
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