EJ/T 314-1988 压水堆核电厂事故分析安全判据

KJ314-38

接受的。

4.7.3乏燃料容器跌落事故(极限事故)

4.7.3.1分析和评价的内容

a.分析已装载的乏燃料容器在装卸过程中可能跌落的高度和乏燃料容器装卸规程。如果装卸规

程已满足所有有关淮则，则不需估算乏燃料容器跌落事故的放射后果。

b.如果假定乏燃科容器趺落高度超过9m,则应进行设计基准放射性分析。计算时要取得容器

跌落后建筑物能否密封的资料(例如：技术规格书是否要求在装卸料期间把大门关闭，通风系统是否

应该运行，以及建筑物的密封性是否考虑被跌落的容器破坏等)。

c。“评定核电厂有关的参数，并列入剂量计算模型中。

d.提供专设安全设施大气净化系统的过滤器效率，以便用于分析乏燃料容器跌落事故产生的放

射后果。

e.把计算的剂量与辐射限值