蒙特卡洛方法评估研究反应堆乏燃料池结构材料中长期中子引起的活化现象

《Applied Radiation and Isotopes》：Monte Carlo Evaluation of Long-Term Neutron-Induced Activation in Structural Materials of a Research Reactor Spent Fuel Pool

　　

Jati Eka Putri|Arya Pramana Sembiring|Juyoul Kim

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  本研究使用蒙特卡洛PHITS代码和DCHAIN软件，分析了印度尼西亚G.A. Siwabessy研究反应堆乏燃料池结构的中子活化情况。
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  模拟结果显示，与燃料直接接触的不锈钢支架上的放射性梯度最为显著（比活度为3.65×10^-1 Bq/g），主要放射性核素包括⁵⁶Mn、⁵⁵Fe和⁶⁰Co。
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  根据放射性核素的比活度与清除限值的比值进行评估后发现，ISSF的所有组件均远低于国家规定的安全限值。
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  本研究为废物退役计划和管理提供了关键数据，有助于印度尼西亚核废物管理的实验验证和成本节约。