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| 国和一号与CPR1000的SGTR事故响应比较 | |
| 摘 要： | 本文通过对我国自主知识产权三代非能动压水堆(国和一号)与国内成熟运行的核电机组(CPR1000)在无运行人员干预和有运行人员干预情况下的SGTR事故演变过程进行对比,提出了二者在反应堆冷却剂系统(RCS)降温降压手段、蒸汽发生器状态管理、主泵状态、放射性后果、破损蒸汽发生器传热管(SG)降压方式等方面的不同,以及二者放射性释放可能性的差异。这种对比分析便于运行人员在事故中采取更有针对性的干预措施,以使干预效果更加有效。 |
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