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在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏.本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过程中反应堆冷却剂系统（RCS）不超压的极限慢化剂温度系数.该分析结果为概率安全分析中的ATWS事件树分析提供了必要的支持.
非能动核电厂支持事件树分析的ATWS慢化剂反馈分析
【摘 要】
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在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏.本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过
【机 构】
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上海核工程研究设计院,中核核电运行管理有限公司
【出 处】
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核安全
【发表日期】
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2013年1期
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