压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

• 作者: 李冰 陈晓秋 陈莹莹
• 来源期刊: 辐射防护通讯
• 关键词: 蒸汽发生器传热管破裂事故 设计基准事故 放射性后果 验收准则
• 年，卷（期）: 2011,（6）
• 所属期刊栏目: 专题报告
• 页码范围: 1-5
• 分类号: TM623.8
• 语种: 中文
• DOI: 10.3969/j.issn.1004-6356.2011.06.001

摘要

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求.本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,寻求从设计上的解决方案,同时还应结合SGTR的事故特征给出更为合理的验收准则.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	陈晓秋		48	176	9.0	9.0
2	陈莹莹		12	41	5.0	6.0
3	李冰		29	99	5.0	8.0