CANDU堆核电厂严重事故研究和分析简介
在一定限度内考虑应付严重事故是目前国际上对核电厂的通常的要求.但在加拿大的核安全法规中没有对超设计基准的严重事故设防的要求,在秦山三期CANDU堆核电厂设计中也没有考虑对严重事故的防范和缓解措施.我国核安全局依据我国的核安全法规,在对秦山三期进行安全分析报告的评审过程中提出了有关严重事故方面的要求,为此,秦山三期核电厂向AECL索要了几十份有关CANDU堆严重事故方面的研究分析报告.本文介绍了CANDU堆核电厂的严重事故的特点及AECL在这方面所做的研究工作和为秦山三期所做的一级PSA分析工作.从这些报告中可以看到AECL在严重事故方面研究的脉络.AECL对CANDU堆核电厂严重事故的研究和分析结果表明,在对抗严重事故方面CANDU堆有着优良的特性.AECL虽然在秦山三期CANDU堆核电厂设计中没有考虑对严重事故的防范和缓解措施,但进行了较为详细的秦山三期CANDU堆核电厂一级PSA分析,其分析结果表明,秦山三期堆芯严重损坏概率满足我国和国际通常的目标限值.
CANDU堆 核电厂 核安全 秦山三期核电厂
申森
上海核工程研究设计院(上海市)
国内会议
上海
中文
241-246
2003-10-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）