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AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统(PCCS),可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却.但是,72 h后如顶部水箱不能及时补......
压水堆核电机组的余热导出系统用于导出堆芯余热以及二回路参数较低时冷却堆芯,由于余热导出系统正常时并未接入,其管道温度较低,......
秦山二期扩建机组是典型的压水堆核电站,反应堆一回路具备一定的自然循环能力,在发生全厂失电事故时,能够导出反应堆的剩余余热,保......
为避免死管段与热分层危害，结合有关经验与核岛工艺系统设计特点，对某新型压水堆一回路各连接管逐一进行死管段与热分层危害分析。筛......
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