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压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究
计算模型 第3代压水堆 源项 冷却剂丧失事故
2020/12/20
根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理，建立了完整的LOCA放射性源项计算模型，并对模型计算结果进行对比分析，最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明：本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内，与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内，本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型，安全壳内核...
池式钠冷快堆事故源项计算方法研究及其应用
池式钠冷快堆 设计基准事故 超设计基准事故 计算方法
2020/10/20
针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题，分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径，研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故：1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀...
最小核临界事故源项分析
最小核临界事故 核临界事故报警系统 事故源项 中子伽马吸收剂量比
2019/11/20
文章提出最小核临界事故源项的分析模型，并给出了相关计算方法，利用MCNP程序计算了不同易裂变材料以及不同物料状态下，发生最小核临界事故时的总裂变次数和中子伽马吸收剂量比等源项参数。通过与已发表文献和已有相关数据进行对比，结果符合良好。
船用堆预计运行事件下放射性源项计算研究
船用堆 设计基准事故 放射性源项
2013/1/20
按照预计运行事件的基本假设，根据船用堆的运行特点，采用NSRC程序对预计运行事件下一、二回路水及二次侧蒸汽平衡活度、舱室活度进行了计算，部分结果与安全分析报告计算结果进行了比对。结果表明：本软件模型正确，比对结果符合较好，可用于船用堆设计基准事故的放射性后果分析计算，为船用核动力装置安全运行提供依据。
AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究
AP1000 小破口失水事故 严重事故 源项
2009/10/24
建立AP1000的事故分析模型，选取小破口失水始发的严重事故，在研究事故进程的基础上，分析计算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，并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。
利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果
可选择源项 大破口失水事故 设计基准事故 放射性后果
2009/8/25
阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法，并以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果，包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算，并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较，结果均在可接受值之内。
核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究
严重事故 裂变产物 源项
2009/7/10
本工作以900MW核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级，非挥发类放射性核素释入环境的份额为10-6～10-8数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。
源项程序包STCP Mod 1.1开发应用
STCP Mod 1.1 源项程序
2009/1/7
原项定义、研究目的及概况 所谓源项就是核电厂在发生严重事故情况下从核反应堆释放至环境的放射性物质随时间变化的数量和特征。 研究源项的目的是因为源项大小是电厂安全性的一个重要指标,是确定许多重要问题
ASTECV1.2程序CPA&IODE模块严重事故源项分析
事故源 ASTECV1.2程序 CPA&IODE模块
2008/12/30
ASTECV1.2程序CPA&IODE模块严重事故源项分析。
秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究
射性裂变产物 源项
2008/12/30
利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为，研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。