CAJ | 학술논문

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。
FCSC정서시중국핵동력연구설계원자주연제적용우계산핵동력장치주、보회로계통설비중적렬변산물、부식산물화아계핵소적원항정서。 MOX연료중포함대량U(U-235、U-238)화Pu(Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241、Pu-242)，기중Pu-239、Pu-241등역렬변핵소대약점Pu총량적2/3，재진행MOX연료퇴심주회로냉각제방사성원항계산시，필수고필저사역렬변핵소。침대MOX연료적특점，대FCSC정서진행개진，확전기계산공능，주요개진위재FCSC정서연모계산모괴중증가이Pu적동위소위초시적중핵활화반응화렬변반응계산공능，용우MOX연료반응퇴퇴심급회로설비원항계산。