【摘 要】
：
介绍了某三代核电厂严重事故释放类别,选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列,采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性.在此基础上,选取对人员剂
【机 构】
：
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都,610213
论文部分内容阅读
介绍了某三代核电厂严重事故释放类别,选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列,采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性.在此基础上,选取对人员剂量贡献最大的几种核素,计算考虑衰变和不考虑衰变2种情况下,各核素向环境累积释放活度及场址边界500 m处的全身剂量和甲状腺剂量的大小,并分析了衰变对累积释放活度和剂量评价的影响.结果表明:衰变对裂变产物向环境累积释放活度的影响与核素半衰期及事故后开始向环境释放时间有关;半衰期越短,裂变产物开始向环境释放时间越晚,衰变的影响越明显;从场外剂量分析,衰变对全身剂量的影响较甲状腺剂量的影响更明显.
其他文献
为定量评价西安脉冲堆(XAPR)场外风险,建立XAPR核事故场外后果概率评价模型,以XAPR场区特征气象数据为输入数据,分析计算了XAPR核事故场外后果.结果表明:完整释放谱发生后,在
依托硝酸盐熔盐实验装置,基于半实物仿真方法,优化熔盐回路原有的比例、积分、微分(PID)控制,研究模糊控制方法在熔盐回路系统的适用性.结果表明:经过控制逻辑的优化,改进的P
选择单组件瞬间全堵事故作为分析对象,并选取法国SCARABEE系列实验中的BE+1实验进行模型验证,事故模拟中的钠沸腾模型运用两流体六方程模型,子通道的径向和轴向网格均采用交
当前在核安全级数字化仪表控制系统(DCS)机柜中主要采用强迫风冷的方式进行散热.但风扇寿命往往较短,需要实时监测其运行状态并定期维护更换,从而增加了核安全级DCS机柜的使
在热流密度q=0~25 kW/m2、质量流速G=10~262 kg/(m2·s)及入口压力Pin=8~9 MPa的实验参数范围内,研究超临界压力CO2在螺旋管中上升流动的传热特性,分析质量流速、热流密度及
针对贫化铀的γ射线屏蔽进行了实验与模拟计算验证.构建了核动力压水堆屏蔽模型,模拟输出的屏蔽层内中子能谱与实际能谱分布较为一致.采用蒙特卡罗程序与燃耗计算程序相耦合
针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电
基于人因工程(HFE)的设计原则,以核电厂二回路主给水除氧器系统为例进行性能需求分析,得到不同层次的静态功能数据库,确定了主给水除氧器系统运行所需的基本信息流及其处理要
针对蒸汽发生器传热管破损事故后果严重,危冷系统投入对事故缓解能力认识不清的问题,为提高危冷系统对事故缓解能力的认识,增强传热管破损事故处置能力,利用MELCOR程序建立了
概率阈值法存在定位分支生成时间点不精确,建立的离散动态事件树具有较大时间不确定性等问题。针对概率阈值法存在的不足提出相应的改进措施——精确概率阈值法。通过分析动