一种核电站事故工况下安全壳内剂量率的估算方法
李湦, 黄悦, 陈艳, 蔺常勇, 李景山, 陈维, 柳彬
武汉第二船舶设计研究所, 湖北 武汉 430064
An Estimation Method of Dose Rate in the Containment under the Accident Operating State
LI Sheng, HUANG Yue, CHEN Yan, LIN Chang-yong, LI Jing-shan, CHEN Wei, LIU Bin
Wuhan Second Ship Design and Research Institute, Wuhan 430064 China
摘要 目的 通过估算冷却剂丧失事故(LOCA)时间内的安全壳内剂量率,推测事故的大小和发展趋势,为防止事故扩大、保护公众辐射安全提供依据。方法 根据国内某核电站安全分析报告及LOCA事故应急演习的实际情况基础上,提出了冷却剂丧失事故工况序列MCNP耦合计算方法,将该计算方法用于LOCA事故实际演习边界条件计算。结果 计算结果与现场事故期间安全壳内γ辐射剂量率监测通道的实际读数比对,数据匹配较好。结论 该计算方法经验证可以用于类似事故工况下安全壳内剂量率的估算,为事故工况下安全壳内的放射性变化情况提供参考。
关键词 ：
冷却剂丧失事故(LOCA) ,
MCNP ,
γ辐射
收稿日期: 2016-03-07
通讯作者:
黄悦,Email:uschuangyue@163.com
E-mail: uschuangyue@163.cn
作者简介 : 李湦(1988-),女,安徽池州人,在读硕士生,主要从事辐射防护与核技术应用研究
引用本文:
李湦, 黄悦, 陈艳, 蔺常勇, 李景山, 陈维, 柳彬. 一种核电站事故工况下安全壳内剂量率的估算方法[J]. 中国辐射卫生, 2016, 25(3): 342-344.
链接本文:
http://www.zgfsws.com/CN/10.13491/j.cnki.issn.1004-714x.2016.03.031 或 http://www.zgfsws.com/CN/Y2016/V25/I3/342
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