非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究
非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放.本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2英寸的破口的典型严重事故序列,在研究事故进程的基础上,分析事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,最终计算释入环境的裂变产物源项.本文分析结果可为严重事故管理以及厂外放射性后果评价提供支持.
非能动先进压水堆、严重事故、源项、挥发性裂变产物、非挥发性裂变产物
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TL364+.4(核反应堆工程)
国家重点基础研究发展计划2009CB724301;国家自然科学基金11075104
2014-11-19（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）
共8页
382-389
