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对百万千瓦级压水堆核电厂的安全壳内进行隔间，应用IRSN和GRS等联合开发的ASTEC程序计算该类型核电厂在发生蒸汽发生器完全失去给水严重事故工况下放射性裂变产物在安全壳内释放迁移的情况，给出了主要隔间内的放射性活度。根据安全壳内喷淋系统能否正常启用对各个隔间内的放射性活度进行了比较。结算结果表明，喷淋能否启用，对xe、Kr等惰性气体在各隔间内分布几乎无影响；但可以大大降低I、Br等易生成气溶胶、水溶性较好的裂变产物的浓度。对其他主要以气溶胶形态存在于安全壳气空间中的裂变产物也有很强的去除作用。喷淋的成功