ITER试验包层模块活化计算与环境安全分析

运用聚变堆放射性计算程序FDKR和衰变链数据库AFDC-DLIB,计算了ITER中国氦冷固态增殖试验包层模块设计中活化产物的放射性、衰变余热和潜在生物危害因子BHP值。计算结果表明:对于试验包层模块来说,在500MW聚变功率下运行一年,停堆时的总放射性、余热和BHP值分别为2.10×1016Bq、5.06×10-3MW和68.6km3.(kW)-1。结果表明:中国氦冷实验包层模块不存在突出的安全问题。

次临界系统处理钚及高放锕系元素的概念研究

对加速器驱动的次临界反应堆处理反应堆级钚和高放锕系废物进行了概念性设计的研究 .建立了以液态铋系合金金属为载热剂的次临界堆芯模型 ,利用 ADVBISON程序对该问题进行了数值计算 ,得到了满意的中子学。