Journal of Radiation Protection and Research
- Volume 18 Issue 2
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- Pages.27-35
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- 1993
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- 2508-1888(pISSN)
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- 2466-2461(eISSN)
Radiation Shielding Analysis of CANDU Spent Fuel Transport Cask
CANDU 사용후핵연료 수송용기 방사선차폐 영향평가
- Choi, Jong-Rak (Korea Atomic Energy Research Institute) ;
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Yoon, Jung-Hyun
(Korea Atomic Energy Research Institute)
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Kang, Hee-Young
(Korea Atomic Energy Research Institute)
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- Lee, Heung-Young (Korea Atomic Energy Research Institute) ;
- Chung, Sung-Whan (Korea Atomic Energy Research Institute)
- Published : 1993.11.30
Abstract
A shielding analysis of the shipping cask for transporting the CANDU spent fuel bundles has been studied. Radiation source term has been calculated on spent fuel with burn-up of 7,800 MWD/MTU and 5 years cooling time by ORIGEN2 code. The shielding calculation for the cask capable of transporting 378 bundles of CANDU spent fuel has been made by use of 1-D ANISN and 2-D DOT 4.2 codes. As a result of analysis, the optimum shield thickness of cask was obtained. And it is proved that the safety in radiation shielding under normal transport and hypothetical accident conditions is confirmed to satisfy the allowable values specified in IAEA Safety Series No. 6 and the Korean Atomic Law.
중수로형 원자로에서 방출되는 사용후핵연료 다발을 안전하게 운반할 목적으로 CANDU 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 핵연료의 연소도는 7,800MWD/MTU, 냉각기간은 5년으로 하여 ORIGEN2 코드로 방사선원을 구하고 이것으로 핵연료 378다발을 운반할 수 있는 수송용기의 차폐체 두께변화에 따른 선량을 영향을 비교하였다. 계산은 ANISN과 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 해석결과 최적의 차폐구조를 선정 하였으며, 또한 IAEA 및 국내 원자력법의 수송법규에 명시된 정상수송 및 가상사고조건에 따른 차폐해석을 수행하여 CANDU 수송용기의 안전성을 입증하였다.