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根据低温供热堆选址阶段环境影响评价的要求,结合工程具体设计方案,对低温供热堆在正常运行和事故工况下可能造成的环境影响进行分析、预测与评价,以作为审管当局决策的重要依据。低温供热堆在正常运行状态时,放射性气载流出物在大气中迁移和扩散及对公众的辐射剂量估算采用的是IAEA安全系列19号报告中给出的筛选模式(稀释模式);事故工况下保守考虑全堆熔事故作为选址假想事故,采用USNRC RG1.4中给出的最大可信事故(30d)的大气扩散因子计算方法,估算假想事故各时段的大气扩散因子。正常运行工况下,在半径1km的环形区域内烟囱排放和蒸发池排放叠加的最大个人有效剂量为7.84×10-6 Sv/a,小于本工程对公众的剂量约束值0.03mSv/a;事故工况下,两厂址所致公众个人(成人)在整个事故持续时间内厂址边界处(150m)最大个人有效剂量为5.66mSv,甲状腺当量剂量为7.43mSv,均小于《小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)》要求。低温供热堆在正常运行和事故工况下,对周围环境和公众的影响均满足参考的相关标准要求,是可以接受的。 相似文献
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目的对微压供热堆HAPPY200的压力容器进行结构设计及分析。方法针对HAPPY200的特点,满足堆工、热工等专业要求,完成此微压供热堆堆本体的结构设计,并根据ASME锅炉和压力容器规范(ASME BPVC规范)进行压力容器的力学计算校核。微压供热堆HAPPY200采用池壳结合的方式,反应堆200 MW热功率两回路设计,设计压力1.6 MPa,出口温度120℃。压力容器采用不锈钢材质、35 mm壁厚的设计,采用ASMEBPVC规范对其进行力学计算校核。结果此结构中所得到的力学结果均小于ASMEBPVC标准所要求的限值。结论微压供热堆HAPPY200的压力容器设计满足堆工、热工等专业要求,其力学评定通过ASME BPVC规范要求。 相似文献
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