MOX燃料反应堆回路设备源项计算程序开发

FCSC程序是中国核动力研究设计院自主研制的用于计算核动力装置主、辅回路系统设备中的裂变产物、腐蚀产物和锕系核素的源项程序。MOX燃料中包含大量U(U-235、U-238)和Pu(Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241、Pu-242),其中Pu-239、Pu-241等易裂变核素大约占Pu总量的2/3,在进行MOX燃料堆芯主回路冷却剂放射性源项计算时,必须考虑这些易裂变核素。针对MOX燃料的特点,对FCSC程序进行改进,扩展其计算功能,主要改进为在FCSC程序燃耗计算模块中增加以Pu的同位素为初始的重核活化反应和裂变反应计算功能,用于MOX燃料反应堆堆芯及回路设备源项计算。