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严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析 被引量：16
1
作者 方立凯 陈松 周全福 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第z1期18-22,共5页
使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布。分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应... 使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布。分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算。计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同。氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性。 展开更多
关键词 氢气浓度分布 严重事故 大破口失水事故 全厂断电
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安全壳过滤排放系统实验用气溶胶的确定及相关参数的选取 被引量：10
2
作者 周夏峰 谷海峰 李富 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期124-127,共4页
为了满足安全壳过滤排放系统的气溶胶过滤性能测试实验的要求,进行实验用气溶胶选取的方案研究。对安全壳内气溶胶实际特性进行计算评估,得出严重事故后安全壳内气溶胶的特性随时间的变化规律。综合考虑分析结果和国外的研究成果,确定... 为了满足安全壳过滤排放系统的气溶胶过滤性能测试实验的要求,进行实验用气溶胶选取的方案研究。对安全壳内气溶胶实际特性进行计算评估,得出严重事故后安全壳内气溶胶的特性随时间的变化规律。综合考虑分析结果和国外的研究成果,确定实验用气溶胶为BaSO4、TiO2。实验用气溶胶的配送压力为0.1~0.65 MPa;主管道浓度为50~900 mg/m3,气溶胶质量中值直径为1μm,粒径分布的几何标准偏差为1~2。 展开更多
关键词 严重事故 安全壳过滤排放系统 实验用气溶胶
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核电厂严重事故日常管理经验总结与发展建议
3
作者 孙峰平 《核安全》 2024年第3期94-98,共5页
福岛核事故后,核电厂高度重视严重事故的应对。核电厂为维持和提升应对严重事故的能力,加强了设备、人员和文件的管理措施,并落实到相应的管理程序中。在严重事故日常管理中,核电厂发现了燃油标号不满足要求、应急移动泵无定期试验项目... 福岛核事故后,核电厂高度重视严重事故的应对。核电厂为维持和提升应对严重事故的能力,加强了设备、人员和文件的管理措施,并落实到相应的管理程序中。在严重事故日常管理中,核电厂发现了燃油标号不满足要求、应急移动泵无定期试验项目、钥匙管理不规范和未开展移动设备充足性评价等典型问题,并提供了相应的改进措施。本文针对严重事故管理导则电子化、移动设备接入系统试验、移动设备操作错配和严重事故管理导则框架更新等当前仍然存在的问题进行了探讨,并给出了建议。 展开更多
关键词 严重事故 日常管理 严重事故管理导则 SAMG 福岛 移动设备
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核电站严重事故下电气贯穿件鉴定的研究 被引量：6
4
作者 俞高伟 马涛 +2 位作者 孙健 万青 吴珂科 《电工电气》 2019年第6期63-66,69,共5页
设备鉴定是核电站安全的重要保证。介绍了核电站安全壳电气贯穿件,研究了电气贯穿件的相关标准,比较了不同标准在严重事故下对电气贯穿件的鉴定要求,并结合AP1000、EPR、华龙一号等三代核电站的具体实践,明确电气贯穿件严重事故条件下... 设备鉴定是核电站安全的重要保证。介绍了核电站安全壳电气贯穿件,研究了电气贯穿件的相关标准,比较了不同标准在严重事故下对电气贯穿件的鉴定要求,并结合AP1000、EPR、华龙一号等三代核电站的具体实践,明确电气贯穿件严重事故条件下的鉴定实施,为核电站其他设备鉴定提供了借鉴。 展开更多
关键词 核电站 电气贯穿件 严重事故 设备鉴定
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CPR 1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析 被引量：6
5
作者 傅孝良 杨燕华 +1 位作者 周卫华 杨晓 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第5期102-107,共6页
在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程... 在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响。通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性。结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性。 展开更多
关键词 CPR1000 熔融物滞留在容器内 堆芯融化 严重事故
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氢气复合器与点火器消氢效率与安全性 被引量：5
6
作者 肖建军 周志伟 经荥清 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第3期444-448,共5页
氢气点火器与氢气复合器是两种消除严重事故安全壳内氢气的设备。以火焰加速准则和燃爆转变准则为基础,利用GA SFLOW程序对影响氢气点火器与复合器的消氢效率和使用安全性的因素:水蒸气浓度和氢气释放速率,进行了研究。结果表明,水蒸气... 氢气点火器与氢气复合器是两种消除严重事故安全壳内氢气的设备。以火焰加速准则和燃爆转变准则为基础,利用GA SFLOW程序对影响氢气点火器与复合器的消氢效率和使用安全性的因素:水蒸气浓度和氢气释放速率,进行了研究。结果表明,水蒸气能够有效抑制氢气火焰加速和氢气从燃烧向爆炸的转变;在氢气释放速率较高的情况下,氢气复合器不能够快速有效地消除氢气;采取氢气复合器结合点火器的方式可以安全、有效地降低氢气燃烧带来的风险。 展开更多
关键词 氢气复合器 氢气点火器 燃爆转变 严重事故
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核电厂安全壳内气溶胶热泳沉积特性研究 被引量：4
7
作者 张天琦 于明锐 +1 位作者 宋明强 封祎 《核安全》 2018年第3期36-39,共4页
核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。... 核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。 展开更多
关键词 气溶胶 热泳沉积 裂变产物 严重事故
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研究反应堆应急计划制定中的若干问题 被引量：3
8
作者 曲静原 吴中旺 +1 位作者 刘原中 奚树人 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第2期59-62,共4页
结合我国研究反应堆应急计划的实践经验 ,参照美国核管会 ( NRC)建议的有关方法 ,对研究反应堆应急计划制定中涉及的应急状态等级的划分依据、应急行动水平的定量化、应急计划区的确定、严重事故的考虑以及多堆应急计划的管理等若干问... 结合我国研究反应堆应急计划的实践经验 ,参照美国核管会 ( NRC)建议的有关方法 ,对研究反应堆应急计划制定中涉及的应急状态等级的划分依据、应急行动水平的定量化、应急计划区的确定、严重事故的考虑以及多堆应急计划的管理等若干问题进行讨论 。 展开更多
关键词 研究反应堆 应急计划 应急状态等级 事故
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严重事故下裂变产物气溶胶自然沉积现象研究 被引量：2
9
作者 黄高峰 曹学武 佟立丽 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第4期135-138,共4页
以600 MW压水堆核电厂为研究对象,在一体化安全分析模型的基础上建立重力沉降、扩散电泳、惯性碰撞和热电泳4种裂变产物气溶胶的自然沉积模型,选取典型的严重事故序列,分析严重事故下裂变产物气溶胶的自然沉积现象。将MELCOR程序的重力... 以600 MW压水堆核电厂为研究对象,在一体化安全分析模型的基础上建立重力沉降、扩散电泳、惯性碰撞和热电泳4种裂变产物气溶胶的自然沉积模型,选取典型的严重事故序列,分析严重事故下裂变产物气溶胶的自然沉积现象。将MELCOR程序的重力沉降模型植入本文的一体化分析模型,对重力沉降份额进行比较。研究表明,重力沉降对气溶胶沉积的贡献最大;本文采用的重力沉降模型比MELCOR程序重力沉降模型的沉降效应稍强。 展开更多
关键词 严重事故 裂变产物气溶胶 自然沉积
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包壳相关行为对严重事故进程的影响分析 被引量：2
10
作者 袁显宝 石强 +4 位作者 张彬航 魏靖宇 张永红 周建军 郭盼 《科学技术与工程》 北大核心 2022年第19期8333-8339,共7页
严重事故工况下,锆合金包壳与水剧烈反应,产生氢气并释放大量的热,会导致堆芯熔化。熔化的锆合金包壳发生共晶反应,二氧化铀与二氧化锆在低于其熔点时发生熔化,将对堆芯熔毁事故进程产生显著影响。使用一体化严重事故分析程序,研究百万... 严重事故工况下,锆合金包壳与水剧烈反应,产生氢气并释放大量的热,会导致堆芯熔化。熔化的锆合金包壳发生共晶反应,二氧化铀与二氧化锆在低于其熔点时发生熔化,将对堆芯熔毁事故进程产生显著影响。使用一体化严重事故分析程序,研究百万千瓦级压水堆核电站发生全场断电叠加破口事故下,包壳行为对严重事故进程的影响。分析结果表明,锆水反应精细化计算模型修改后,全场断电叠加大破口事故下堆芯产氢量减少24.1 kg;共晶反应能够加速熔融物向下封头迁移同时延长堆芯失效时间。 展开更多
关键词 严重事故 一体化程序 包壳行为 堆芯熔化
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M310核电厂严重事故下稳压器隔间氢气风险分析 被引量：3
11
作者 李精精 王辉 石雪垚 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期87-93,共7页
基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显示:在所研究的工况条件下,卸压箱隔间、波动管隔间、稳压器隔间及穹顶区域内,只有波动管双端断裂事故在早... 基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显示:在所研究的工况条件下,卸压箱隔间、波动管隔间、稳压器隔间及穹顶区域内,只有波动管双端断裂事故在早期氢气集中释放阶段,出现了稳压器隔间内FA准则数大于1的情况,其他隔间及其他工况下所有隔间内的FA准则数和DDT准则数均不会超过1。即,所研究隔间内均可以排除燃爆转变风险。破口隔间内部氢气浓度分布主要受源项氢气浓度以及混合气体夹带作用的影响,不同位置的氢气浓度变化存在显著差别。安全壳大空间的氢气浓度呈层状结构,随着时间推移,层状结构向下推移,安全壳大空间氢气浓度分布呈均匀化趋势发展。 展开更多
关键词 GASFLOW 严重事故 氢气风险 核电厂
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先进核电站严重事故下氢浓度监测技术研究 被引量：2
12
作者 王占元 《仪器仪表用户》 2013年第4期44-46,9,共4页
核电站发生失水事故后会产生大量氢气,严重威胁安全壳的完整性。日本福岛事故发生后,公众及国家核安全局对核电站安全水平的要求也逐渐提高。严重事故下安全壳内氢气浓度监测是评估氢气对安全壳威胁程度的一种重要手段。本文分析了核电... 核电站发生失水事故后会产生大量氢气,严重威胁安全壳的完整性。日本福岛事故发生后,公众及国家核安全局对核电站安全水平的要求也逐渐提高。严重事故下安全壳内氢气浓度监测是评估氢气对安全壳威胁程度的一种重要手段。本文分析了核电站严重事故下的氢气测量技术,并介绍当前已应用于第三代核电站的严重事故下氢浓度监测系统的情况。 展开更多
关键词 严重事故 氢浓度监测 先进核电站
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SBO叠加失去ASG给水事故特性及缓解措施分析
13
作者 于承鑫 邓祥鑫 邓玲玲 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期916-923,共8页
为分析CPR1000堆型的全厂断电叠加失去汽动辅助给水泵事故的热工水力特性,本研究采用Relap5程序对参考机组的反应堆堆芯以及NSSS系统进行建模并计算,结合计算结果对整个事故过程的热工水力特性进行分析。分析结果表明,全厂断电叠加失去... 为分析CPR1000堆型的全厂断电叠加失去汽动辅助给水泵事故的热工水力特性,本研究采用Relap5程序对参考机组的反应堆堆芯以及NSSS系统进行建模并计算,结合计算结果对整个事故过程的热工水力特性进行分析。分析结果表明,全厂断电叠加失去汽动辅助给水泵事故工况下一回路的热工水力过程更加复杂,在事故过程中,一回路先后经历了压力容器顶盖排空状态,蒸汽发生器U型管排空状态,冷热管段排空状态,堆芯部分裸露及全部裸露状态,而稳压器内的冷却剂存量却是最后排出的,这将可能导致堆芯熔化及高压喷射的严重事故后果。与此同时,结合现行的核电机组事故规程对事故的干预行动和缓解措施进行对比分析,提出了对堆芯安全更为有利的改进建议。 展开更多
关键词 严重事故 全厂断电 失去给水 RELAP5 一回路卸压
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基于GASFLOW的AP1000核电厂氢气风险分析 被引量：1
14
作者 李精精 王辉 陈巧艳 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期268-272,共5页
采用流体动力学软件GASFLOW对AP1000核电厂进行建模,在建模过程中,采用的直角坐标系的设置可以增加系统模型的准确性。采用MAAP计算的DVI(直接注入管线)双端断裂事故源项作为输入,研究不同隔间内氢气风险。结果显示:氢气在安全壳内形成... 采用流体动力学软件GASFLOW对AP1000核电厂进行建模,在建模过程中,采用的直角坐标系的设置可以增加系统模型的准确性。采用MAAP计算的DVI(直接注入管线)双端断裂事故源项作为输入,研究不同隔间内氢气风险。结果显示:氢气在安全壳内形成分层现象,且壁面附近氢气浓度较高;除了破口隔间在不足60 s的时间内出现FA(Flame Acceleration)准则数大于1的情况外,其他隔间或其他时间段内均没有出现FA准则数大于1的情况。所有隔间内的DDT(Deflagration to Detonation Transition)准则数均小于1,可以认为所研究的事故工况下,均不存在燃爆风险。全局可燃气体云团的体积大约占了安全壳自由容积的1/30,安全壳内不可能发生全局快燃风险。 展开更多
关键词 GASFLOW 严重事故 氢气风险 核电厂
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AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较 被引量：1
15
作者 未永飞 李颖 谢晨江 《核安全》 2009年第4期42-46,共5页
根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解... 根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。 展开更多
关键词 严重事故 AP1000 二代压水堆 预防与缓解
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三门AP1000核电站安全壳氢气控制的设计特点 被引量：1
16
作者 丁后林 《核电工程与技术》 2011年第1期6-11,共6页
核电站严重事故下，氢气释放到安全壳内，可能发生氢燃或氢爆，对安全壳的完整性和设备可用性构成威胁。本文评述了氢气的来源和氢气控制措施，阐明了第三代压水堆AP1000采取非能动催化氢复合器结合冗余多样点火器的方式可以安全、有效... 核电站严重事故下，氢气释放到安全壳内，可能发生氢燃或氢爆，对安全壳的完整性和设备可用性构成威胁。本文评述了氢气的来源和氢气控制措施，阐明了第三代压水堆AP1000采取非能动催化氢复合器结合冗余多样点火器的方式可以安全、有效地降低氢气燃烧和爆炸对安全壳带来的风险，并与国内核电站氢气控制的不同设计进行了比较。 展开更多
关键词 AP1000 严重事故 氢气控制 氢点火器 非能动催化氢复合器
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秦山二期核电站氢气风险的CFD研究 被引量：1
17
作者 熊进标 杨燕华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第1期8-13,共6页
利用计算流体力学(CFD)程序GASFLOW模拟了波动管大破口事故发生后7000s内装有22台氢气复合器的秦山二期核电站安全壳内的水蒸汽及氢气行为,得到了不同阶段的特征性流场及氢气浓度的分层情况,给出了所采用的复合器布置方案的稳定消氢速率... 利用计算流体力学(CFD)程序GASFLOW模拟了波动管大破口事故发生后7000s内装有22台氢气复合器的秦山二期核电站安全壳内的水蒸汽及氢气行为,得到了不同阶段的特征性流场及氢气浓度的分层情况,给出了所采用的复合器布置方案的稳定消氢速率为20g/s,并指出了破口所在蒸汽发生器隔间内发生氢气燃烧火焰加速的可能性。同时,计算结果表明,安全壳内构筑物吸热带走了大部分从一回路释放的热量;压力变化同时受气体总质量(主要是水蒸汽质量)与温度的控制。 展开更多
关键词 核电站 氢气安全 严重事故 水蒸汽行为 氢气复合器
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基于ASTEC程序的严重事故产氢关键参数影响研究
18
作者 陈美兰 陈鹏 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第2期408-415,共8页
严重事故现象非常复杂,对其进行的确定论分析中存在一定的不确定性。本研究基于严重事故系统性分析程序ASTEC,开展了严重事故产氢关键参数研究。首先基于ASTEC程序模型和严重事故产氢现象机理分析,初步确定严重事故产氢关键参数,采用拉... 严重事故现象非常复杂,对其进行的确定论分析中存在一定的不确定性。本研究基于严重事故系统性分析程序ASTEC,开展了严重事故产氢关键参数研究。首先基于ASTEC程序模型和严重事故产氢现象机理分析,初步确定严重事故产氢关键参数,采用拉丁超立方抽样方法开展关键参数的敏感性分析,并采用多元线性回归方法探讨关键参数与严重事故产氢计算结果的相关性,定量给出了严重事故产氢关键参数对产氢结果的影响情况。结果表明,锆包壳失效前可承受的最大蠕变、包壳破裂时裂缝轴向扩张等参数对严重事故堆内产氢的计算结果影响较小,而锆氧化模型以及锆氧化物、二氧化铀的熔化温度等参数对严重事故堆内产氢有较大的影响。在严重事故分析研究中,应对关键参数进行合理的取值。本研究成果可为严重事故产氢现象研究提供参考。 展开更多
关键词 严重事故 ASTEC 产氢 拉丁超立方抽样
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安全壳过滤排放系统中固体粉末气溶胶发生装置设计与性能研究 被引量：1
19
作者 周夏峰 谷海峰 《科技导报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第13期18-23,共6页
在进行安全壳过滤排放系统对气溶胶过滤性能的测试实验时,针对现有固体粉末气溶胶发生装置不能用于高压配送系统的缺点,本文设计了一种能够应用于高压系统、黏性粉末配送的双筒多级流化循环型气溶胶发生装置,它不仅能够配送满足要求的... 在进行安全壳过滤排放系统对气溶胶过滤性能的测试实验时,针对现有固体粉末气溶胶发生装置不能用于高压配送系统的缺点,本文设计了一种能够应用于高压系统、黏性粉末配送的双筒多级流化循环型气溶胶发生装置,它不仅能够配送满足要求的气溶胶,还实现了高压在线连续供粉功能。经过实验验证,气溶胶配送量的相对误差在15%以内,满足研究要求。 展开更多
关键词 严重事故 安全壳过滤排放系统 气溶胶 气溶胶发生装置
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核安全法规和标准中核电厂工况分类的相互对照
20
作者 王继东 《核安全》 2008年第4期9-12,共4页
IAEA文件N o.NS-R-1-2000和我国的HAF102将核电厂工况(状态)划分为正常运行、预计运行事件、设计基准事故、严重事故。美国的RG1.70和我国的EJ/T312将核电厂工况划分为正常运行、中等频率事故、稀有事故、极限事故。本文引述了相关文件... IAEA文件N o.NS-R-1-2000和我国的HAF102将核电厂工况(状态)划分为正常运行、预计运行事件、设计基准事故、严重事故。美国的RG1.70和我国的EJ/T312将核电厂工况划分为正常运行、中等频率事故、稀有事故、极限事故。本文引述了相关文件给出的各工况(状态)的发生频率,分析并提供了这两种工况(状态)划分方法之间的对照关系。 展开更多
关键词 纵深防御 核电厂工况 预计运行事件 设计基准事故 严重事故
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