小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算

摘要：

事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故----大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明:假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。

关键词： 大破口事故 核应急 放射性源项 浓度计算

作者: 张帆 朱波 邾明亮 丁冉

作者单位: 海军工程大学,核能科学与工程系,湖北,武汉,430033 上海交通大学,核科学与工程学院,上海,200240 海军核化安全研究所,北京,100077

会议类型: 国内会议

会议名称: 第六届(2010年)北京核学会核技术应用学术交流会

会议地点: 苏州

会议语种:中文

页码: 269-273

在线出版日期: 2010-10-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）