【摘 要】
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在压水堆核电厂设计中,为了保证核电厂的安全性,必须根据假设始发事件清单得出一套设计基准事故,用于设定核电厂需承受的边界条件,以保证满足事故后辐射防护的要求,且必须使用设计基准事故来确定控制设计基准事故所必需的安全系统和其他安全重要物项的设计准则.本文以我国自主设计的第三代核电机组华龙一号为研究对象,选取两种具有包络性和代表性的设计基准事故,对用于事故后辐射防护设计的源项进行了分析,计算结果可作为后续分析人员在关键区域的可达性研究,以及为设备及仪表辐射环境条件分析提供事故源项,还可为相关辐射防护设计提供设计
【机 构】
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北京核工程研究设计院 反应堆工艺研究所
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在压水堆核电厂设计中,为了保证核电厂的安全性,必须根据假设始发事件清单得出一套设计基准事故,用于设定核电厂需承受的边界条件,以保证满足事故后辐射防护的要求,且必须使用设计基准事故来确定控制设计基准事故所必需的安全系统和其他安全重要物项的设计准则.本文以我国自主设计的第三代核电机组华龙一号为研究对象,选取两种具有包络性和代表性的设计基准事故,对用于事故后辐射防护设计的源项进行了分析,计算结果可作为后续分析人员在关键区域的可达性研究,以及为设备及仪表辐射环境条件分析提供事故源项,还可为相关辐射防护设计提供设计输入.
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