【摘 要】
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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
【机 构】
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中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
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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
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