压水堆核电厂事故后厂房内气载放射性源项计算

发布时间：2017-10-30 11:13

  本文关键词：压水堆核电厂事故后厂房内气载放射性源项计算

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【摘要】：事故工况下辐射防护设计是核电厂辐射防护设计的重要方面,事故后辐射源项作为事故后辐射分区以及人员剂量率评价的重要输入,其计算模型的确定是事故后辐射防护设计中最重要的部分。本文根据设计基准事故放射性后果的严重性,选取大破口失水事故(LOCA)开展事故后辐射防护设计,自主建立事故后气载放射性物质的扩散模型,并验证了源项计算模型的正确性。
【作者单位】： 深圳中广核工程设计有限公司上海分公司;
【关键词】： 大破口失水事故 裂变产物 放射性释放量
【分类号】：TM623.91
【正文快照】： 事故工况下辐射防护设计是核电厂辐射防护设计的重要方面,目的是在事故工况下,将核电厂可能释放的放射性物质对厂区工作人员带来的风险限制在可接受的水平,确保事故中应急干预人员的辐射安全。 冷却剂管道大破口事故后堆芯积存量向环境以及厂房的释放[1],对事故工况下核电厂

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本文编号：1117430