AP1000核电厂独立验证工作探索

摘要：

通过对采用非能动核电技术AP1000(Advanced Plant 1000)核电站的初步安全分析报告、概率安全分析报告、设计控制文件、最终安全评价报告、试验分析报告等相关文献的研究分析,在对影响AP1000安全的各个方面有了全面的认识的基础上,根据独立验证着重于对核电厂安全重要相关问题为原则及相关的法规要求,提出了非能动堆芯冷却系统的功能验证、安全壳内氢气控制系统的功能验证、(堆腔内注水堆芯熔融保持)IVR能力策略的可行性和有效性验证、严重事故源项及缓解措施有效性的验证等4个安全重要相关的方面,并对独立验证的必要性、验证内容进行了详细阐述.

关键词： 核电站 非能动先进压水堆 独立验证 安全控制

作者: 郑开源

作者单位: 中核集团三门核电有限公司,317112

会议类型: 国内会议

会议名称: 第七届中国核学会“三核”论坛暨中国毒理学会放射毒理委员会第八次全国会议

会议地点: 长春

会议语种:中文

页码: 76-79

在线出版日期: 2010-07-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）