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Buechse, H.; Langowski, A.; Lein, M.; Nagel, R.; Schmidt, H.; Stammel, M.
Gesellschaft fuer Dekontaminierung, Sanierung und Rekultivierung mbH, Berlin (Germany). Funding organisation: Bundesministerium fuer Bildung, Wissenschaft, Forschung und Technologie, Bonn (Germany)1995
Gesellschaft fuer Dekontaminierung, Sanierung und Rekultivierung mbH, Berlin (Germany). Funding organisation: Bundesministerium fuer Bildung, Wissenschaft, Forschung und Technologie, Bonn (Germany)1995
AbstractAbstract
[en] The report gives the results of investigations on the validation of computer codes used to prove nuclear safety during transport and storage of spent VVER - fuel of NPP Greifswald and Rheinsberg. Characteristics of typical spent fuel (nuclide concentration, neutron source strength, gamma spectrum, decay heat) - calculated with several codes - and dose rates (e.g. in the surrounding of a loaded spent fuel cask) - based on the different source terms - are presented. Differences and their possible reasons are discussed. The results show that despite the differences in the source terms all relevant health physics requirements are met for all cases of source term. The validation of the criticality code OMEGA was established by calculation of appr. 200 critical experiments of LWR fuel, including VVER fuel rod arrangements. The mean error of the effective multiplication factor keff is -0,01 compared to the experiment for this area of applicability. Thus, the OMEGA error of 2% assumed in earlier works has turned out to be sufficiently conservative. (orig.)
[de]
Der Bericht enthaelt die Ergebnisse von Untersuchungen zur Validierung von Rechenprogrammen, welche zum Nachweis der nukelaren Sicherheit bei Transport und Lagerung von WWER-Kernbrennstoff der KKW Greifswald und Rheinsberg eingesetzt wurden. Es werden eine Charakteristik des abgebrannten Brennstoffs (Nuklidkonzentrationen, Neutronenquellstaerke, Gammaspektrum, Nachzerfallsleistung) - berechnet mit verschiedenen Programmen - und Ortsdosisleistungen (z.B. in der Umgebung eines Transportbehaelters) -basierend auf den verschiedenen Quelltermen - angegeben. Differenzen und Ursachen werden diskutiert. Die Ergebnisse zeigen, dass trotz der Differenzen in den Quelltermen alle strahlenschutztechnisch relevanten Aussagen unbeeinflusst bleiben. Fuer die Einschaetzung des Gueltigkeitsbereiches des Monte-Carlo-Programms OMEGA wurden ca. 200 kritische Experimente mit LWR-Brennstoff unter besonderer Beruecksichtigung von WWER-Brennstaeben nachgerechnet. Der mittlere Fehler des berechneten effektiven Multiplikationsfaktors keff betraegt -0,01 gegenueber dem Experiment. Damit hat sich der in bisherigen Anwendungsrechnungen angenommene OMEGA-Fehler von 2% als hinreichend konservativ erwiesen. (orig.)Original Title
Einschaetzung von Rechenprogrammen und Methoden zum Nachweis der nuklearen Sicherheit bei Transport und Lagerung von WWER-Kernbrennstoffen. T. 3. Strahlenschutz bei Transport und Lagerung von WWER-Brennelementen und Nachzerfallsleistung. Abschlussbericht
Primary Subject
Secondary Subject
Source
15 Mar 1995; 149 p; DSR-SUE--09/94; FOERDERKENNZEICHEN BMFT 02S7493
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