AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

• 来源期刊: 核安全
• 学科: 工学
• 关键词: 严重事故 AP1000 二代压水堆 预防与缓解
• 年，卷（期）: 2009,（4）
• 页码范围: 42-46
• 页数: 5页
• 分类号: TM623
• 语种: 中文

摘要

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议.