关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨  

Discussion on Relevant Problems of PWR Containment Function Design in Safety Review

作　　者：陈召林[1] 肖钧[1] 郑继业[1] 肖红[1] 刘宇[1] 王威[1] 周克峰[1] 

机构地区：[1]环境保护部核与辐射安全中心,北京100082

出　　处：《核安全》2013年第4期15-19,共5页Nuclear Safety

基　　金：重大专项CAP1400安全监管原则的确定(2010ZX06002-10-2)

摘　　要：本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。This paper further discusses some problems found in safety review,which involving analysis methods,conservative assumptions and the corresponding safety requirements in the containment function design of PWR nuclear power plant. It is to ensure that the calculation containment peak pressure after accident is conservative and the containment is integrated after accident.

关 键 词：安全壳 压力 温度 LOCA事故 MSLB事故 

分 类 号：TL371[核科学技术—核技术及应用]