杨 波, 吴和喜, 刘义保, 刘玉娟

(1.东华理工大学放射性地质与勘探技术国防重点学科实验室,江西抚州 344000;2.东华理工大学核工程技术学院,江西抚州 344000)

KBS-3乏燃料包装容器表面中子剂量分布模拟分析

杨 波1,2, 吴和喜2, 刘义保1,2, 刘玉娟2

(1.东华理工大学放射性地质与勘探技术国防重点学科实验室,江西抚州 344000;2.东华理工大学核工程技术学院,江西抚州 344000)

KBS-3乏燃料包装容器用于瑞典乏燃料地质处置,其内衬材料分成 I24,I25和 I26三类。乏燃料使处置库处于高强度放射场,包装容器表面的中子剂量分析对乏燃料包装容器运输、地质处置库剂量分析和地下水辐照分解有重要意义。采用MCNP程序模拟计算三种不同内衬材料(I24,I25和 I26)包装容器表面的中子剂量分布,分析计算结果并为乏燃料包装容器内衬材料的选择提供参考。

乏燃料包装容器;铸型铁内衬;MCNP;辐照分解

20世纪中叶以来,人类开发利用核裂变能产生了大量高放固体废物,乏燃料后处理产生的高放废液固化体和核电站卸出的准备直接处置的乏燃料等都属于高放固体废物。由于高放废物含有放射性强、发热量高、毒性大、半衰期长的核素,需要把它们与人类生存环境长期、可靠地隔离。在众多处置方案中,高放废物地质处置是开发时间最长,也是目前最有希望投入应用的处置方案。因此要了解瑞典、比利时、加拿大、美国、瑞士、法国等国家在高放废物地质处置(地下实验室及处置库)研究方面的进展和成果,借鉴其先进经验,为我国地质处置库的研究服务。……