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題名 | 進步型沸水式核電廠因應嚴重核子事故之設計特性= |
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作者 | 趙衛武; 王士珍; |
期刊 | 核研季刊 |
出版日期 | 19980700 |
卷期 | 28 1998.07[民87.07] |
頁次 | 頁84-90 |
分類號 | 449.7 |
語文 | chi |
關鍵詞 | 進步型沸水式反應器; 嚴重核子事故; 安全度評估; ABWR; |
中文摘要 | 本文係敘述核能電廠在發生嚴重核子事故後,所可能產生的主要物理現象,這些 現象也正是美國三哩島(TMI-2)事故之後,核能界所共同關切的議題,由於我國核四廠即將 採用進步型沸水式反應器(ABWR),故本文亦討論ABWR有那些設計上的特性,可以用來緩和事 故所造成的影響,以確保社會大眾的安全。此外,由於目前世界上運轉中的ABWR,僅有日本 的兩部(K6/7)機組,他們將安全度評估的方法,應用在嚴重核子事故處理計畫之後,亦增修 了部份的設計特性。 |
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