【摘要】：以先進壓水堆核電廠為對象,開展了適用于應急設施可居留性評價的嚴重事故源項分析方案研究,覆蓋了堆芯釋放、安全殼內(nèi)自然去除、放射性物質向環(huán)境釋放途徑等。結合非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的特征,重點研究了安全殼可能的失效行為,論證了安全殼在事故后24h和72h失效工況的輻射影響。結果表明:兩種工況放射性釋放水平均達到了INES(國際核事件分級)第6級的水平,屬于比較嚴重的核事故;133 Xe、131I為主導核素組的主導核素,所釋放的133 Xe介于WASH-1400中PWR2~PWR4之間的水平,131I介于PWR5~PWR6之間水平。同時,以國內(nèi)某沿海廠址為例,評價了兩種工況下應急指揮中心(EOF)工作人員的有效劑量,均可滿足100mSv的劑量限值要求。
[Abstract]:......
【作者單位】： 上海核工程研究設計院;
【分類號】：TL364.4

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本文編號：2476817