摘要：本文评述苏联从1990年7月1日起执行的核动力厂新的安全法规ОПБ-88。新的法规有许多新内容和新要求,本文评述其中有重大发展的原则,这些原则包括纵深防御原则;超设计基准事故;定量安全目标;概率分析要求;安全素养;质量保证;设备的核安全分级;对营运单位的要求;安全许可证制度;以及设计的基本安全原则。新法规的贯彻执行将对苏联核动力厂的安全提高到国际水平有重大推动作用。

摘要：现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。

摘要：过去核电厂的安全设计主要考虑设计基准事故,认为反应堆堆芯不会严重损坏和熔化,放射性物质不会大量释放。我国新的核电厂设计安全现定要求适当考虑严重事故。本文提出了防止和缓解这种超设计基准事故的对策,包括定量安全目标、事故处置、保持安全壳完整性的措施和应急措施,作为执行新的设计安全规定的技术说明提供参考。

摘要：本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^(-7)/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^(131)I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。

摘要：本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标要求两方面提出了"实际消除大量放射性物质释放的可能性"的对应要求,其中概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10-7/堆·年。为此,需要采取措施,在设计上实际排除能产生大量放射性释放的事故序列;在严重事故条件下尽量恢复堆芯冷却,并保持反应堆压力容器和安全壳的完整性,以及乏燃料池的冷却能力;扩展事故管理导则,提高事故缓解和控制能力。最终在技术上实现实际消除大量放射性物质释放后,无需场区外紧急撤离措施。