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非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价
被引量：
1
1
作者
许以全
卓钰铖
+1 位作者
杨亚军
付浩
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016年第8期1428-1432,共5页
以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆·年),远小...
以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆·年),远小于堆芯的损伤频率(约2.41×10-7/(堆·年));即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率(约2.38×10-8/(堆·年))低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池(SFP)事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。
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关键词
非能动压水堆核电厂
乏燃料池风险评价
乏
燃料
损伤频率
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职称材料
题名
非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价
被引量：
1
1
作者
许以全
卓钰铖
杨亚军
付浩
机构
上海核工程研究设计院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016年第8期1428-1432,共5页
基金
大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项资助项目(2011ZX06002-001)
文摘
以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆·年),远小于堆芯的损伤频率(约2.41×10-7/(堆·年));即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率(约2.38×10-8/(堆·年))低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池(SFP)事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。
关键词
非能动压水堆核电厂
乏燃料池风险评价
乏
燃料
损伤频率
Keywords
passive PWR nuclear power plant
spent fuel pool risk assessment
spent fuel damage frequency
分类号
TL364.5 [核科学技术—核技术及应用]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
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1
非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价
许以全
卓钰铖
杨亚军
付浩
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016
1
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