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摘要:
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.喷淋的成功启用,将大部分放射性裂变产物冲刷入下部的地坑区,使得安全壳内上部空间的放射性活度有了明显的降低,但裂变产物聚积在地坑,使地坑的活度大大提高.
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文献信息
篇名 百万千瓦级核电厂蒸汽发生器失去给水事故源项计算分析
来源期刊 核安全 学科 工学
关键词 ASTEC 严重事故 隔间 源项
年,卷(期) 2007,(4) 所属期刊栏目 研究与探讨
研究方向 页码范围 45-50
页数 6页 分类号 X9
字数 4240字 语种 中文
DOI 10.3969/j.issn.1672-5360.2007.04.006
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 赵博 4 34 3.0 4.0
2 马如冰 1 8 1.0 1.0
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ASTEC
严重事故
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期刊影响力
核安全
双月刊
1672-5360
11-5145/TL
大16开
北京市
2003
chi
出版文献量(篇)
1115
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6
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