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大破口失水事故分析的目的是进行核电厂的安注系统、安全壳喷淋系统和辅助应急给水系统(简称专用安全设施)等的容量(能力)验证，即：检验当发生大破口失水事故这种极端事故的情况下，反应堆冷却剂系统和专用安全设施等能否在各种苛刻环境条件下保证堆芯燃料元件的完整性。CPR1000核电厂首先采用确定现实统计法程序CATHARE GB进行反应堆冷却剂系统压力、冷却剂温度、安注系统、安全壳喷淋系统和辅助应急给水系统的注入温度、注人速率的敏感性分析，然后采用敏感性分析找出的最不利的参数进行破口谱、燃耗谱、堆芯功率峰值位置(在中部、中上部和顶部)分布和功率轴向偏移共2520次大破口失水事故的统计分析。分析结果表明：最大峰值包壳温度是1168．52℃，说明CPR1000核电厂的安注系统、安全壳喷淋系统和辅助应急给水系统等具有足够的能力保证堆芯燃料元件的峰值温度小于1204℃的验收准则，维持堆芯燃料元件的完整性和保证堆芯的安全。