核电厂事故后紧要区域工作人员可接近性的分析
在我国核安全法规HAF102<核动力厂设计安全规定>和IAEA 安全导则No.NS-G-1.13 中均明确要求应对核电厂进行全面的安全评价,以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险.根据我国二代加改进型核电机组的设计,在假设堆芯发生熔化的源项条件下,具体针对事故后的运行系统、并结合安喷或安注泵失效的超设计基准事故现场工作票,分析工作人员需要进行现场操作的内容,以及到达这些位置的通道、操作位置,对人员到达区域进行剂量评价.最后提出了对可接近性分析论证工作中需要进一步开展研究的方向.
可接近性 核电厂 剂量评价 事故现场
邱林 高桂玲 米爱军 黄树明
中国核电工程有限公司,北京 100840
国内会议
北京
中文
1045-1052
2009-11-18（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）