小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算

摘要

事故是压水堆固有属性之一，在众多导致核事故的初因事件中，大破口事故现象复杂，后果特别严重。基于此，本文以小型动力堆为研究对象，针对最重要的设计基准事故——大破口事故，计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项，并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明：假设合理、结果正确，对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施，意义重大。