10MW高温气冷实验堆工艺系统的辐射源及屏蔽设计 被引量：3

1

作者 曹建主 刘原中 杨玲 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第4期318-322,共5页

介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR-10）与氦冷却剂相关的工艺系统各设备中的辐射源，并以QAD-CG程序完成了各设备间的辐射屏蔽计算。计算结果表明，工艺系统各设备中的辐射源强较低，即使对这些设备不进行附加屏蔽，其大多数设备外表面处... 介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR-10）与氦冷却剂相关的工艺系统各设备中的辐射源，并以QAD-CG程序完成了各设备间的辐射屏蔽计算。计算结果表明，工艺系统各设备中的辐射源强较低，即使对这些设备不进行附加屏蔽，其大多数设备外表面处的辐射剂量率仍满足限定工作区剂量率管理限值要求，并且对这些设备所在的房间进行整体屏蔽的要求不高（10～20cm厚的温凝土即可）。因此，建筑物结构设计厚度就能满足要求。 展开更多

关键词 高温气冷实验堆 辐射源 辐射屏蔽 QAD-CG程序

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高温堆燃料元件和包覆颗粒对裂变产物的滞留性能研究 被引量：4

2

作者 曹建主 奚树人 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第5期440-443,共4页

高温气冷堆包覆燃料颗粒的包覆层是阻止放射性裂变产物释放的第一道屏障。本文在简介ＦＲＥＳＣＯ 模型的基础上， 采用ＦＲＥＳＣＯ２ 程序， 计算了１３７Ｃｓ、９０Ｓｒ、１１０ｍＡｇ 从包覆颗粒和燃料元件的释放份额， 分析比较了... 高温气冷堆包覆燃料颗粒的包覆层是阻止放射性裂变产物释放的第一道屏障。本文在简介ＦＲＥＳＣＯ 模型的基础上， 采用ＦＲＥＳＣＯ２ 程序， 计算了１３７Ｃｓ、９０Ｓｒ、１１０ｍＡｇ 从包覆颗粒和燃料元件的释放份额， 分析比较了包覆层和石墨基体对这几种核素的滞留性能， 肯定了ＴＲＩＳＯ 包覆层对金属裂变产物的滞留作用。 展开更多

关键词 高温气冷堆 燃料元件 包覆颗粒 裂变产物 滞留性能

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PANAMA 程序及其在 10MW 高温气冷实验堆安全分析中的应用 被引量：4

3

作者 曹建主 奚树人 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第2期162-167,共6页

ＰＡＮＡＭＡ程序是德国在高温气冷堆安全研究中开发的一个实用程序，可以用来计算ＴＲＩＳＯ包覆燃料颗粒在事故条件下的破损率。本文简介了ＰＡＮＡＭＡ模型，着重开发了ＰＡＮＡＭＡ程序中ＳｉＣ压力容器失效模式，并利用１０ＭＷ... ＰＡＮＡＭＡ程序是德国在高温气冷堆安全研究中开发的一个实用程序，可以用来计算ＴＲＩＳＯ包覆燃料颗粒在事故条件下的破损率。本文简介了ＰＡＮＡＭＡ模型，着重开发了ＰＡＮＡＭＡ程序中ＳｉＣ压力容器失效模式，并利用１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ１０）包覆燃料颗粒的设计参数，计算了燃耗、温度、核芯直径以及各包覆层厚度对颗粒破损率的影响。结果分析表明破损率随燃耗、温度和核芯直径的增大而增长较快，对缓冲层和ＳｉＣ层厚度的变化也比较敏感。 展开更多

关键词 PANAMA 高温 气冷堆 包覆燃料颗粒 安全分析

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核事故后果的计算机评价模式现状与新动向 被引量：1

4

作者 曹建主 曲静原 《辐射防护通讯》 2000年第4期76-82,共7页

近 2 0年来 ,核事故后果评价技术有了很大的发展。本文简要综述了 IRPA-1 0会议“核事故及其辐射”专题的内容。因为切尔诺贝利核事故对环境和人的影响深远 ,所以首先介绍了事故后较长时期内环境污染和健康效应的调查及数据收集工作。... 近 2 0年来 ,核事故后果评价技术有了很大的发展。本文简要综述了 IRPA-1 0会议“核事故及其辐射”专题的内容。因为切尔诺贝利核事故对环境和人的影响深远 ,所以首先介绍了事故后较长时期内环境污染和健康效应的调查及数据收集工作。重点介绍了世界上具有代表性的 3个事故应急评价与决策支持系统 :RODOS、WSPEEDI、ARAC的基本功能和新动向 ,强调了先进计算机技术在后果评价中的作用。 展开更多

关键词 后果评价 IRPA-10 综述 核事故 计算机评价模式

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RODOS系统中两种大气弥散模型链的比较 被引量：8

5

作者 姚仁太 郝宏伟 +2 位作者 胡二邦 曹建主 何穗锦 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2003年第3期146-155,共10页

通过对RODOS系统中两种大气弥散模型链在均匀和非均匀气象条件情况下风场与大气扩散的计算结果进行比较 ,表明 :在进行核事故后果评价中采用风场模式确定烟羽输送轨迹是非常重要的 ,特别是对于复杂地形厂址 ;分段烟羽模式的ATSTEP模型... 通过对RODOS系统中两种大气弥散模型链在均匀和非均匀气象条件情况下风场与大气扩散的计算结果进行比较 ,表明 :在进行核事故后果评价中采用风场模式确定烟羽输送轨迹是非常重要的 ,特别是对于复杂地形厂址 ;分段烟羽模式的ATSTEP模型在整个评价区采用单点风资料 ,仅在平坦均匀地形和稳定条件下是一种有用的近似 ,对于复杂地形厂址其适用性将受到限制 ;从对风场的处理方法和对大气扩散的模拟角度看 ,采用Lagrange轨迹烟团模式的RIMPUFF模型模拟的结果相对要好。 展开更多

关键词 RODOS系统 大气弥散模型链 核应急决策支持系统 核应急管理 风场 大气扩散

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我国核应急决策支持系统研究开发的现状与展望 被引量：6

6

作者 曲静原 曹建主 +2 位作者 刘磊 薛大知 奚树人 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2001年第3期283-288,共6页

国家核应急决策支持系统是以欧洲核应急决策支持系统为技术平台、结合我国核电站的环境特征建立的我国自己的核应急决策支持系统。这个系统可以在发生核事故的情况下 ,借助于评价模型和有关的环境监测信息 ,对放射性释放给环境和公众可... 国家核应急决策支持系统是以欧洲核应急决策支持系统为技术平台、结合我国核电站的环境特征建立的我国自己的核应急决策支持系统。这个系统可以在发生核事故的情况下 ,借助于评价模型和有关的环境监测信息 ,对放射性释放给环境和公众可能产生的风险作出分析和预测 ,成为决策者确定科学合理的应急防护行动的技术支持工具。本文介绍我国核应急决策支持系统研究与开发工作的组织。 展开更多

关键词 核电站 核应急 决策支持系统 核事故 应急管理

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几种不同吸附氡性能活性炭的孔结构表征 被引量：7

7

作者 王庆波 朱文凯 +4 位作者 曲静原 周百昌 程金星 张会敏 曹建主 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第11期1382-1387,共6页

在氡室内测定了4种椰壳基活性炭样品对氡的动态吸附系数,发现不同活性炭对氡的吸附能力有较大差别。为了分析活性炭降氡性能与孔结构的关系,采用氮吸附方法测定了4种样品在77.3K时对氮的吸附等温线,并计算了孔的比表面积、孔体积、平均... 在氡室内测定了4种椰壳基活性炭样品对氡的动态吸附系数,发现不同活性炭对氡的吸附能力有较大差别。为了分析活性炭降氡性能与孔结构的关系,采用氮吸附方法测定了4种样品在77.3K时对氮的吸附等温线,并计算了孔的比表面积、孔体积、平均孔径和孔径分布孔等参数。结果表明,比表面积为800m2/g时活性炭对氡有较强的吸附能力,比表面积相近时,微孔部分所占的百分比越高对氡的吸附能力越强。采用不同的理论方法对4种样品的孔径分布进行了表征。H-K方法计算的微孔分布表明微孔分布以超微孔为主,BJH方法的结果表明吸附氡性能较好的活性炭在中孔部分呈多峰分布,DFT全孔分布计算结果表明,微孔尺寸分布在0.7～2nm之间,中孔范围也有显著的多峰分布,但在孔径尺寸上与BJH方法得到的结果略有不同。 展开更多

关键词 活性炭 氡 孔结构 表征

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AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究 被引量：9

8

作者 黄挺 曲静原 +1 位作者 李红 曹建主 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1472-1477,共6页

应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为... 应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。 展开更多

关键词 AP1000 事故源项 应急计划 应急计划区

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关于我国核应急决策支持系统建设的实施建议 被引量：6

9

作者 曲静原 王醒宇 +3 位作者 薛大知 施仲齐 奚树人 曹建主 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2003年第6期337-343,共7页

作为我国三级应急管理体系的一个重要组成部分 ,目前已初步在国家、省级地方和核电厂三个层次上建立了核应急决策支持 /事故后果评价系统 (以下统称为“核应急决策支持系统”) ,并在这些系统的研究开发、应用与维护等方面积累了宝贵的... 作为我国三级应急管理体系的一个重要组成部分 ,目前已初步在国家、省级地方和核电厂三个层次上建立了核应急决策支持 /事故后果评价系统 (以下统称为“核应急决策支持系统”) ,并在这些系统的研究开发、应用与维护等方面积累了宝贵的经验。与此同时 ,如何保证这些系统及其使用能够在真实事故情况下给出准确的评价和预报 ,日益受到有关方面的高度关注。本文在概要介绍我国核应急决策支持系统的开发与应用现状及其存在的主要问题的基础上 ,就如何建立国家、省级地方与核电厂三级有机统一的核应急决策支持系统 ,对三级系统的功能划分、模式比对和数据共享等问题做了初步探讨 。 展开更多

关键词 核应急决策支持系统 中国 核电厂 安全管理

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核电厂烟羽应急计划区划分方法研究 被引量：8

10

作者 黄挺 曲静原 +1 位作者 童节娟 曹建主 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第2期127-131,共5页

结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初... 结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初步应用。初步研究结果表明,HTR-PM在厂址边界处满足烟羽应急计划区的划分准则,相对于目前的大型轻水堆,可以明显减小其烟羽应急计划区。 展开更多

关键词 核电厂 安全特性 烟羽应急计划区 高温气冷堆

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高温堆乏燃料贮罐中子屏蔽性能计算 被引量：5

11

作者 李文茜 李红 +2 位作者 谢锋 曹建主 方晟 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第1期227-232,共6页

球床模块式高温气冷堆采用包覆颗粒球形燃料元件,在反应堆运行过程中,不断排出的乏燃料球将被装入乏燃料贮罐。乏燃料贮罐应选取适当的材料和厚度,对光子和中子进行有效屏蔽,使罐外的剂量率满足相应的限值要求。为此,使用张弛长度法和... 球床模块式高温气冷堆采用包覆颗粒球形燃料元件,在反应堆运行过程中,不断排出的乏燃料球将被装入乏燃料贮罐。乏燃料贮罐应选取适当的材料和厚度,对光子和中子进行有效屏蔽,使罐外的剂量率满足相应的限值要求。为此,使用张弛长度法和蒙特卡罗模拟法研究乏燃料贮罐的中子屏蔽性能。屏蔽材料为铁和含硼聚乙烯,计算了铁和不同B4C含量聚乙烯的屏蔽性能,并给出了乏燃料贮罐装满乏燃料球后,乏燃料球自吸收对贮罐外剂量率的影响。两种方法计算结果吻合很好,可以为实际工程中的屏蔽设计提供参考意见。 展开更多

关键词 高温堆 乏燃料 屏蔽性能 蒙特卡罗模拟

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中国高温气冷堆核电示范工程环境辐射影响初步分析 被引量：4

12

作者 曲静原 曹建主 +2 位作者 李红 刘原中 方栋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第6期109-112,共4页

对我国高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)进行了环境辐射影响分析和评价。内容包括堆芯放射性总量的计算、正常运行工况下放射性核素的年释放量、事故源项的分析计算以及正常运行和事故情况下辐射剂量的估计。分析结果表明:正常运行工况下... 对我国高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)进行了环境辐射影响分析和评价。内容包括堆芯放射性总量的计算、正常运行工况下放射性核素的年释放量、事故源项的分析计算以及正常运行和事故情况下辐射剂量的估计。分析结果表明:正常运行工况下,HTR-PM放射性释放对公众成员可能产生的辐射剂量远低于我国目前的法规要求;设计基准事故情况下对公众成员可能产生的辐射剂量明显低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平。 展开更多

关键词 模块式高温气冷堆 示范电站 源项 事故后果评价

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球床模块式高温气冷堆核电站的概率安全分析框架 被引量：5

13

作者 刘涛 童节娟 +2 位作者 赵军 曹建主 张立国 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期364-366,共3页

通过对国际上相似堆型概率安全分析(PSA)框架的调研,结合球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)自身设计特点,提出以始发事件为起点,以事件序列为主干,以释放类为终点的HTR-PM的PSA一体化事件树框架。分析表明,HTR-PM在PSA框架上的特点主要由其... 通过对国际上相似堆型概率安全分析(PSA)框架的调研,结合球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)自身设计特点,提出以始发事件为起点,以事件序列为主干,以释放类为终点的HTR-PM的PSA一体化事件树框架。分析表明,HTR-PM在PSA框架上的特点主要由其设计特点决定。 展开更多

关键词 概率安全分析框架 高温气冷堆 释放类

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10MW高温气冷堆的燃耗测量研究 被引量：5

14

作者 李桃生 方栋 +2 位作者 李红 曹建主 胡守印 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2006年第2期129-131,136,共4页

10MW高温气冷堆的燃耗测量系统是采用非破坏性高纯锗γ谱仪在线监测来确定燃耗值,利用MCNP4A程序对测量系统的衰减因子进行计算,基于核燃料裂变核索的γ射线能谱分析,以137Cs和134Cs核素活度作为测量对象,并对燃耗测量结果进行讨论。

关键词 燃耗测量 裂变产物 非破坏性分析 Γ谱仪

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RODOS4.0与RODOS的未来发展 被引量：9

15

作者 曲静原 曹建主 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2002年第4期193-199,206,共8页

20 0 0年初 ,欧洲核应急决策支持系统研究项目开发出了系统与评价软件 RODOS4 .0 ,这是一个重要的里程碑 ,标志着 RODOS系统已经从研究开发进入了运行应用的阶段。本文主要介绍了RODOS4 .0的系统结构与模块 ,包括 RODOS PV4 .0 (示范版 ... 20 0 0年初 ,欧洲核应急决策支持系统研究项目开发出了系统与评价软件 RODOS4 .0 ,这是一个重要的里程碑 ,标志着 RODOS系统已经从研究开发进入了运行应用的阶段。本文主要介绍了RODOS4 .0的系统结构与模块 ,包括 RODOS PV4 .0 (示范版 )和 RODOS PRTY4 .0 (原型版 )两个版本 ,同时介绍有关的独立软件程序。最后 ,简要介绍了 RODOS系统的安装运行情况以及 RODOS系统的未来发展计划。目前 ,我国正以 RODOS作为平台开发我国自己的国家核应急决策支持系统 ,了解RODOS4 .0的技术现状与 RODOS系统的未来发展计划 。 展开更多

关键词 RODOS4.0 RODOS 核电站 核应急 决策支持系统 核事故 结构 安装 运行

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RODOS系统中RIMPUFF模型的验证与比对 被引量：5

16

作者 邹敬 曲静原 曹建主 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第5期475-479,501,共6页

采用MVK工具的统计分析方法并结合实际的示踪气体试验数据集对RODOS系统中的大气扩散模型RIMPUFF进行了验证,并与其他4个模型的结果进行了比对。结果表明,RIMPUFF模型在20km范围内的预测结果比较符合实际;与其他模型相比,其性能良好。

关键词 大气扩散模型 模型比对 模型验证 RIMPUFF MVK

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福岛核事故后果初步评价与思考 被引量：2

17

作者 张立国 曹建主 +2 位作者 薛大知 曲静原 童节娟 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第6期373-379,共7页

东日本的大地震引发的海啸造成日本福岛第一核电站发生严重核事故,引起了国内外社会广泛关注。对此次核事故放射性源项和事故所致后果进行了大致评价与预测。与后续事故发展情况相比较,本文评价工作从整体上把握了事故规模及其所致后果。

关键词 福岛核事故 严重事故 源项 后果评价

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高温气冷堆在线燃耗测量系统的设计考虑——燃料球的冷却时间对燃耗测量的影响 被引量：1

18

作者 李桃生 方栋 曹建主 《科技导报》 CAS CSCD 2006年第6期28-31,共4页

利用堆芯总量程序包KORIGEN和蒙特卡罗程序MCNP4A软件分别模拟计算燃料球的燃耗和高纯锗(HPGe)探测器的响应,研究球床式高温气冷堆的燃料球在不同燃耗和不同冷却时间等测量条件下的燃耗测量不确定性问题。通过HPGeγ谱仪对燃烧过的燃料... 利用堆芯总量程序包KORIGEN和蒙特卡罗程序MCNP4A软件分别模拟计算燃料球的燃耗和高纯锗(HPGe)探测器的响应,研究球床式高温气冷堆的燃料球在不同燃耗和不同冷却时间等测量条件下的燃耗测量不确定性问题。通过HPGeγ谱仪对燃烧过的燃料元件进行模拟!谱结果分析,如果用裂变核素137Cs作为燃耗测量的标示核素,要使燃耗测量系统的计数统计不确定度达到5%水平,燃料球的冷却时间不能低于6d,且燃耗测量时间至少需要15s。 展开更多

关键词 球床式反应堆 燃耗 蒙特卡罗模拟 燃料球 高纯锗探测器

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HTR-10一回路放射性核素在石墨上的吸附及其微观机理研究 被引量：1

19

作者 房超 曹建主 董玉杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期391-396,共6页

通过巨正则系综方法与第一性原理计算,研究了100～900℃下,134 Cs、137 Cs、90Sr、110 Agm、131I 5种重要核素在石墨上的吸附率随温度、压强等参数的变化,并根据工程实际参数,推算他们在HTR-10一回路中反射层、石墨碳砖以及石墨粉尘上... 通过巨正则系综方法与第一性原理计算,研究了100～900℃下,134 Cs、137 Cs、90Sr、110 Agm、131I 5种重要核素在石墨上的吸附率随温度、压强等参数的变化,并根据工程实际参数,推算他们在HTR-10一回路中反射层、石墨碳砖以及石墨粉尘上的吸附量。研究表明,Cs和Sr倾向于吸附在石墨的H位,而Ag和I倾向于吸附在石墨的T位,且他们的吸附能也有所差异。此外,核素粒子数密度与吸附率呈线性关系,而温度与吸附率呈指数关系。最后,通过研究5种核素在HTR-10一回路中的吸附情况,发现其中的放射性主要来自于核素134Cs、137Cs和131I,而90Sr和110 Agm的贡献较少,这与唯象模型的保守估计结论一致。 展开更多

关键词 10MW高温气冷堆 石墨 放射性核素 吸附

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概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响 被引量：1

20

作者 黄挺 曲静原 曹建主 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期585-589,共5页

1997年,美国核管会(NRC)在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划... 1997年,美国核管会(NRC)在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。 展开更多

关键词 先进轻水堆 应急计划 应急计划区 概率截断值

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