原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
以先进压水堆核电厂为对象,开展了适用于应急设施可居留性评价的严重事故源项分析方案研究,覆盖了堆芯释放、安全壳内自然去除、放射性物质向环境释放途径等.结合非能动安全壳冷却系统的特征,重点研究了安全壳可能的失效行为,论证了安全壳在事故后24 h和72 h失效工况的辐射影响.结果表明:两种工况放射性释放水平均达到了INES(国际核事件分级)第6级的水平,属于比较严重的核事故;133Xe、131I为主导核素组的主导核素,所释放的133Xe介于WASH-1400中PWR2~PWR4之间的水平,131I介于PWR5~PWR6之间水平.同时,以国内某沿海厂址为例,评价了两种工况下应急指挥中心(EOF)工作人员的有效剂量,均可满足100 mSv的剂量限值要求.
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文献信息
篇名 应急设施可居留性分析的严重事故源项初步探讨
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 应急设施可居留性 严重事故 辐射影响
年,卷(期) 2017,(7) 所属期刊栏目 技术及应用
研究方向 页码范围 1322-1327
页数 6页 分类号 TL364.5
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2017.51.07.1322
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 孙大威 13 12 3.0 3.0
2 付亚茹 23 28 3.0 4.0
3 梅其良 32 40 4.0 4.0
4 张姗姗 9 9 2.0 3.0
5 潘楠 8 6 2.0 2.0
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研究主题发展历程
节点文献
应急设施可居留性
严重事故
辐射影响
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
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期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
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总被引数(次)
27955
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