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

来源 :第六届(2010年)北京核学会核技术应用学术交流会 | 被引量 : 0次 | 上传用户:dxc1989120
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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。
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