【摘 要】
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采用法国辐射防护与核安全研究院(IRSN)和德国Gesellschaft F(u)r Anlagen-UndReaktorsicherheit(GRS)开发的整体严重事故源项分析程序ASTEC V1.2对PWR900 MWe和PWR1300MWe蒸汽发生器丧失给水事故序列进行了敏感性分析。本文采用CPA和IODE两个模块进行了耦合分析，模拟气溶胶、裂变产物、碘在安全壳内的行为及发生的化学反应等。分
【机 构】
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中国原子能科学研究院，北京 102413 法国辐射防护与核安全研究院，法国 13115
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采用法国辐射防护与核安全研究院(IRSN)和德国Gesellschaft F(u)r Anlagen-UndReaktorsicherheit(GRS)开发的整体严重事故源项分析程序ASTEC V1.2对PWR900 MWe和PWR1300MWe蒸汽发生器丧失给水事故序列进行了敏感性分析。本文采用CPA和IODE两个模块进行了耦合分析，模拟气溶胶、裂变产物、碘在安全壳内的行为及发生的化学反应等。分析考虑了额外向PWR900MWe安全壳内分别注入5[％]气态碘、50[％]气溶胶，启动喷淋系统和30[％]挥发性碘通过氢气复合器，以及在PWR1300MWe中设置不同类型的气溶胶和碘过滤器，有无安全壳泄漏滞留对事故源项的影响。结果显示了各种敏感性效应及安全壳喷淋对缓解事故后果的有效性。
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