%0 Journal Article
%T 高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法
%A 钱郑诚
%A 曹建主
%J 科技导报
%P 19-23
%D 2010
%X 高温气冷堆作为21世纪新一代先进核电站堆型，以安全性好、发电效率高、系统简化的优点越来越受到重视。中国第一个高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建，为准确分析核电站放射性对环境的影响，本文以KORIGEN程序为工具对高温气冷堆堆芯放射性总量计算方法进行了研究。首先为了使该程序能适应堆芯中子能谱变化的情况，对其进行了优化编译，并对数据库中的半衰期数据进行了更新和修正。在根据堆芯实际情况构造的流道模型条件下，得到了贴近堆芯真实情况的放射性总量，为高温气冷堆示范电站的安全审评、后续的安全管理和堆芯放射性核素物料衡算提供了基础和保证。
%K 高温气冷堆
%K KORIGEN程序
%K 中子能谱参数
%K 同位素半衰期
%K 堆芯总量
%U http://www.kjdb.org/CN/abstract/abstract2425.shtml