KSC-1 핵연료 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 QAD-CG, ANISN-KA, DOT 3.5등의 전산코드와 DLC-23/CASK의 핵단면적 자료를 사용하여 수행하였다. 운반물인 사용후 핵연료집합체로 부터 방출되는 중성자 및 감마선의 방사선원항은 ORIGEN-79 전산코드를 이용하여 평가하였다. 방사선차폐해석 결과, 1개의 가압경수로 사용후 핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-1 핵연료수송용기는 정상적인 수송조건에서 뿐만 아니라 가상적인 사고수송조건하에서도 관련 법령에서 정하는 기준을 만족하고 있어 방사선차폐해석의 관점에서 볼 때, 그 안전성이 입증된다.
Radiation shield design for a shipping cask, KSC-1, was evaluated to verify that the cask can be used in the transportation of a spent fuel assembly discharged from KNU 5 & 6. Radiation source term of the spent fuel assembly was calculated with the computer program ORIGEN-79, QAD-CG, ANISN-KA and DOT 3.5 codes Were used in the shielding calculations and the nuclear cross section data needed was extracted from the DLC-23/CASK library. It is concluded that KSC-1 shipping cask satisfies the requirements specified in the relevant regulations under normal conditions of transport and under accident conditions in transport.
