防城港3、4号机组堆芯内放射性核素活度审核计算

摘要

反应堆堆芯内的放射性源项是核电厂辐射防护的重要组成部分,为屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估提供基础输入数据,其准确性至关重要.本文针对防城港3-4号机组,采用SCALE程序开展了堆芯内放射性核素活度的审核计算研究.计算结果表明:Kr-85相差最大,为9.56％,其他核素的相对差值在5％以内.审核结果与设计结果存在差别的可能原因是采用的计算程序版本不同.审核计算结果可为防城港3-4号机组PSAR阶段审评提供技术支持.