核电厂安全系统性能的一般要求有哪些?

a.在任何设计基准事件之后，堆芯发热率不会明显大于排热率；

　　b.当反应堆在运行后处于次临界状态时，能以某种速率将热量从堆芯排出，此速率由放射性物质的衰变和堆芯贮能的释放决定；

　　c.将任何预计事件、事故和严重事故的后果限制在适合于该事件的极限安全后果之内。

　　安全系统必须能在引起某一设计基准事件的工况或由此事件产生的工况之前、之中或其后一个适当的时间内，完成该事件所要求的安全动作。

　　当安全系统内部发生单一故障，同时预计设计基准事件的直接或间接后果可能引起系统多故障或系统受损害的情况下，安全系统必须能完成该事件所要求的安全功能。

　　误触发和执行安全动作不得导致裂变产物屏障或安全系统出现不符合误动作这类事件的极限安全后果的损坏。

　　同自然事件或意外事件（如火灾、交通工具撞击、爆炸、淹没和飞射物）有关的设计基准事件不得使安全系统的性能退化到低于它们的极限运行条件。