|
基于代表性的设计基准事故开展核电厂事故放射性后果评估的研究
|
Abstract:
根据我国现有压水堆核电厂设计基准事故放射性后果评价的现状,本文对设计基准事故放射性后果评价的决定性因素工况划分、验收准则和源项分析展开讨论,提出如何通过选择有代表性的设计基准事故开展放射性后果评价验证专设安全设施的功能和应急规程的有效性。
Based on the situation of evaluating radiological consequences of design basis accidents of NPP in China, the condition division, acceptance criteria and source term analyses which are crucial to radiological consequences evaluation are discussed and how to validate the function of engineered safeguards feature and the validity of emergency operating project by electing the typical design basis accidents to evaluate radiological consequence is provided.
[1] | 国际原子能机构. 核电厂的安全评价与验证[S]. 安全导则No. NS-G-1.2, 2005. |
[2] | 林城格. 非能动安全先进压水堆核电技术[M]. 北京: 原子能出版社, 2010. |
[3] | 三门核电一期工程1 & 2号机组最终安全分析报告(第0版) [R]. 2012. |
[4] | 台山核电厂1, 2号机组最终安全分析报告(A版) [R]. 2012. |
[5] | 法国电力公司, 法马通公司(编). 中科华核电技术研究院有限公司(编). 法国核电厂设计和建造规则 RCC-P 900 MWe压水堆核电厂系统设计和建造规则[M]. 上海: 上海科学技术文件出版社, 2011. |
[6] | 陈济东. 大亚湾核电站系统及运行[M]. 北京: 原子能出版社, 1994. |
[7] | 朱继洲等. 核反应堆安全分析[M]. 西安: 西安交通大学出版社, 2007. |