第33卷第2期 2013年6月
核科学与工程
Nuclear Science and Engineering
Vol.33No.2
Jun.2013
压水堆严重事故后安全壳内辐射环境计算分析
王晓霞，张普忠，刘新建（中国核电工程有限公司，北京100840）
故环境下的可用性进行评估。而温度、压力、湿度、辐射等参数是可用性评估的重要输人条件。本文针对百万千瓦级压水堆核电机组，参考美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》(NUREG-1465)关于严重事故后放射性物质的释放阶段和释放份额的假设，计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项。对于放射性物质在安全壳内的分布，不考虑喷淋和泄漏的影响，计算并分析了严重事故后安全壳内的和β辐射环境条件，并与AP1000的设备鉴定源项进行了对比分析，本文的计算对于设备和仪表
在严重事故后的可用性分析以及其所需耐受的辐射条件具有重要的参考意义。关键调：压水堆；严重事故；辐射环境
中图分类号：TL323
文章标志码：A
文章编号：0258-0918(2013)02-0164-05
CalculationandAnalysisfortheRadiationConditioninthe
ContainmentofPWRafterSevereAccident
WANG Xiao-xia,ZHANG Pu-zhong,LIU Xin-jian(China Nuclear Power Engineering Co. , Ltd. , Beijing 100840, China)
Abstract: In order to mitigate severe accident effectively, validation of equipment and instrument after severe accident need to be evaluated. The temperature, pressure, humidity and radiation are key parameters for the validation evaluation. For the source term released from the molten core to the containment, NUREG-1465 was adopted for PWR. Effect of spray and leakage on concentrations of radioactive nuclides in the containment was ignored. In this paper, and β radiation condition in the containment after severe accident were calculated and analyzed, which is very important to validation
evaluation of equipment and instrument after severe accident. Key words: PWR; severe accident; radiation condition
现有百万千瓦级压水堆核电机组的设计充分借鉴了三代核电技术的设计理念，并考虑了收稿日期：2013-01-29；修回日期：2013-02-20
福岛核电站事故经验的反馈，具备完善的严重事故预防与缓解措施，对设备、部件、仪表在严
作者简介：王晓霞（1980一)，女，工程师，硕士，现主要从事辐射防护及事故分析工作
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