作　　者： (于红）; (李兰）; (朱建平）; (何璠）;

机构地区： 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都610213

出　　处： 《核动力工程》 2017年第4期64-69,共6页

摘　　要： 为解决目前事故源项估算程序存在的只能估算某一单一事故、只能给出特定释放途径估算结果、需烦琐的预处理和专门的输入卡片等问题,开发一套依据事故序列和质能释放,模拟任意或叠加事故发生后任意包容体内放射性核素活度及向相连包容体活度释放率随事故进展变化的智能化事故源项估算(BP-ASTE)程序。以蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,描述BP-ASTE程序的构建与实现。 The accident source term evaluation code can only evaluate single accident and output the evaluation result for given release routes, and requires complex pretreatment and special input card. To resolve these problems, BP-ASTE code which can simulate isotope radioactivity in each containment and isotope radioactivity release rate from containment to joined containment following accident evolution is developed based on accident sequence and matter and energy release. The example of SGTR accident is given to illuminate the establishing and implement of BP-ASTE code.

关 键 词： 事故源项 智能化 程序 汽发生器传热管破裂 事故