【摘 要】
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采用 Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统（RCS）、简化的二回路系统和专设安全设施.针对小破口失水事故（SBLOCA）中的直接安注管双端断
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采用 Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统（RCS）、简化的二回路系统和专设安全设施.针对小破口失水事故（SBLOCA）中的直接安注管双端断裂事故（DEDVI）进行分析,并着重对 SBLOCA 现象识别和排序表（PIRT）中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析.分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统（ADS）能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）和安全壳内置换料水箱（IRWST）能够迅速实现堆芯补水,
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