本文關(guān)鍵詞：壓水堆核電廠事故后廠房內(nèi)氣載放射性源項計算

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【摘要】：事故工況下輻射防護(hù)設(shè)計是核電廠輻射防護(hù)設(shè)計的重要方面,事故后輻射源項作為事故后輻射分區(qū)以及人員劑量率評價的重要輸入,其計算模型的確定是事故后輻射防護(hù)設(shè)計中最重要的部分。本文根據(jù)設(shè)計基準(zhǔn)事故放射性后果的嚴(yán)重性,選取大破口失水事故(LOCA)開展事故后輻射防護(hù)設(shè)計,自主建立事故后氣載放射性物質(zhì)的擴(kuò)散模型,并驗(yàn)證了源項計算模型的正確性。
【作者單位】： 深圳中廣核工程設(shè)計有限公司上海分公司;
【關(guān)鍵詞】： 大破口失水事故 裂變產(chǎn)物 放射性釋放量
【分類號】：TM623.91
【正文快照】： 事故工況下輻射防護(hù)設(shè)計是核電廠輻射防護(hù)設(shè)計的重要方面,目的是在事故工況下,將核電廠可能釋放的放射性物質(zhì)對廠區(qū)工作人員帶來的風(fēng)險限制在可接受的水平,確保事故中應(yīng)急干預(yù)人員的輻射安全。 冷卻劑管道大破口事故后堆芯積存量向環(huán)境以及廠房的釋放[1],對事故工況下核電廠

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本文編號：1117430