Shielding and criticality safety analyses for spent fuel transportation cask in Tehran research reactor
Author(s):
Abstract:
In this research¡ shielding and criticality safety calculations carried out for interim storage and transportation cask in the Tehran Research Reactor. Such dual purpose cask is being designed to the spent fuel elements of research reactors. The Monte Carlo MCNP5 code calculation was utilized for the criticality safety analysis and ORIGEN2.1code was used for shielding calculation. According to the results¡ a cylinder of lead body with thickness¡ top and bottom¡ 18¡ 13 and 13 cm respectively¡ as cask dual meet the design criteria that can be accepted.
Keywords:
Burn-up , Research Reactor , MTR , Shielding , cask
Language:
Persian
Published:
Journal of Radiation and Nuclear Technology, Volume:2 Issue: 1, 2016
Pages:
1 to 7
magiran.com/p1616341
دانلود و مطالعه متن این مقاله با یکی از روشهای زیر امکان پذیر است:
اشتراک شخصی
با عضویت و پرداخت آنلاین حق اشتراک یکساله به مبلغ 1,390,000ريال میتوانید 70 عنوان مطلب دانلود کنید!
اشتراک سازمانی
به کتابخانه دانشگاه یا محل کار خود پیشنهاد کنید تا اشتراک سازمانی این پایگاه را برای دسترسی نامحدود همه کاربران به متن مطالب تهیه نمایند!
توجه!
- حق عضویت دریافتی صرف حمایت از نشریات عضو و نگهداری، تکمیل و توسعه مگیران میشود.
- پرداخت حق اشتراک و دانلود مقالات اجازه بازنشر آن در سایر رسانههای چاپی و دیجیتال را به کاربر نمیدهد.
In order to view content subscription is required
Personal subscription
Subscribe magiran.com for 70 € euros via PayPal and download 70 articles during a year.
Organization subscription
Please contact us to subscribe your university or library for unlimited access!