核电厂事故后紧要区域工作人员可接近性的分析

【摘要】：在我国核安全法规HAF102《核动力厂设计安全规定》和IAEA安全导则No.NS-G-1.13中均明确要求应对核电厂进行全面的安全评价,以确定核动力厂在各种运行状态和事故工况下可能产生的潜在危险。根据我国二代加改进型核电机组的设计,在假设堆芯发生熔化的源项条件下,具体针对事故后的运行系统、并结合安喷或安注泵失效的超设计基准事故现场工作票,分析工作人员需要进行现场操作的内容,以及到达这些位置的通道、操作位置,对人员到达区域进行剂量评价。最后提出了对可接近性分析论证工作中需要进一步开展研究的方向。