【摘 要】
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以全范围模拟机为平台模拟中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)堆型核电机组在发生单根传热管断裂事故(SGTR)瞬态,对事故后1.5 h不干预和1.5 h内依照事故规程进行干预分别进
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以全范围模拟机为平台模拟中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)堆型核电机组在发生单根传热管断裂事故(SGTR)瞬态,对事故后1.5 h不干预和1.5 h内依照事故规程进行干预分别进行计算,并通过与文献的对比对仿真结果的准确性进行验证,研究主要参数的变化趋势并分析其变化原因,给出完整的事件序列和操作员干预的措施。
A full-range simulator was used as a platform to simulate a single heat-transfer tube rupture (SGTR) transient at a CPR1000 reactors reactor in China. After a 1.5 h non-intervention and 1.5 h According to the accident regulations, the interventions are respectively calculated. The accuracy of the simulation results is verified by comparison with the literature. The trends of the main parameters are analyzed and the reasons for the changes are analyzed. The complete sequence of events and the measures for operator intervention are given.
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