浅论泰山核电厂事故后恢复主给水运行降低堆熔频率

• 作者: 龚渊
• 来源期刊: 核安全
• 学科: 工学
• 关键词: 核电厂 堆芯损伤 主给水 规程
• 年，卷（期）: 2006,（1）
• 所属期刊栏目: 核电厂实践
• 页码范围: 34-40
• 页数: 7页
• 分类号: TM6
• 字数: 5255字
• 语种: 中文
• DOI: 10.3969/j.issn.1672-5360.2006.01.007

摘要

按照现有的设计和遵循的相关规程,秦山核电厂事故工况下主给水系统隔离后不能恢复运行,对核电厂总的堆芯损伤频率的贡献较大.本文应用PSA的模型及结果,阐明主给水系统恢复运行的必要性.探讨恢复主给水系统运行的可能性,给出了相关可行性方案,以便抛砖引玉,展开对秦山核电厂事故后恢复主给水系统运行的专题研究.