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断电事故对核主泵安全特性影响的试验研究 被引量：17
1
作者 刘夏杰 刘军生 +2 位作者 王德忠 杨哲 张继革 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期448-451,共4页
介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论。介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振... 介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论。介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振动参数,并用四次多项式拟合的方法模拟惰转过程的流量、转速随时间的变化。试验结果表明:在断电瞬间,泵的流量和转速迅速下降,试验结果符合安全标准规定;轴承座位移振动在断电瞬间突然加强,在断电后一段时间转轴振动才发生变化。试验和分析结果有助于认识核主泵发生全厂断电事故时的水力特性,为核主泵的安全评价提供基础依据。 展开更多
关键词 反应堆冷却剂泵 核安全 全厂断电 安全评价
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大亚湾核电厂全厂“断电”事故裂变产物行为计算 被引量：9
2
作者 郎明刚 高祖瑛 +1 位作者 周志伟 奚树人 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2002年第4期339-342,共4页
使用MELCOR程序模拟大亚湾核电厂假想全厂断电事故早期进程 ,计算出安全壳内源项的最大存量 ,同KORIGEN程序结合推导出安全壳内主要裂变产物的活性 。
关键词 大亚湾核电厂 “断电”事故 裂变产物 MELCOR KORIGEN 安全壳 安全
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大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究 被引量：10
3
作者 齐盼进 肖岷 +1 位作者 孙吉良 张世顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第S1期55-57,61,共4页
在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8... 在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。 展开更多
关键词 大亚湾核电站 全厂断电 严重事故
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压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施 被引量：11
4
作者 张龙飞 张大发 徐金良 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第11期1028-1032,共5页
以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象,分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明:在考虑稳压器波动管的蠕变失效时,虽避免了高压熔堆,但低压状态下堆芯损坏更为严重,且产生更多的氢气。分析了导致... 以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象,分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明:在考虑稳压器波动管的蠕变失效时,虽避免了高压熔堆,但低压状态下堆芯损坏更为严重,且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因,提出了在堆芯出口温度达923 K时的严重事故缓解措施。计算结果表明:该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程,为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。 展开更多
关键词 严重事故 全厂断电 蠕变破裂 下封头
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核电厂全厂断电事故分析 被引量：9
5
作者 陈学锋 《中国核电》 2011年第1期46-51,共6页
全厂断电(SBO)可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下... 全厂断电(SBO)可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下所具有的不同的发展情况。最后以秦山核电厂为例对其在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。 展开更多
关键词 全厂断电 严重事故 主泵轴封泄漏 卸压阀
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辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究 被引量：8
6
作者 张往锁 曹夏昕 +1 位作者 阎昌琪 陈薇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期565-569,共5页
以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发... 以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明:断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6s达到峰值;辅助给水投入约200s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间。 展开更多
关键词 CPR1000 RELAP5/MOD3.2 全厂断电 辅助给水
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秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究 被引量：8
7
作者 樊申 张应超 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第5期553-558,共6页
利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为,研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。
关键词 严重事故 全厂断电 放射性裂变产物 源项
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AP1000全厂断电事故分析 被引量：8
8
作者 聂昌举 《核电工程与技术》 2011年第3期16-20,共5页
采LOFTRAN程序的修改版本模拟AP1000电厂全厂断电后的系统瞬态，结果表明：在长时间全厂断电事故情况下，通过非能动余热排出系统（PRHR）和非能动安全壳冷却系统（PCS）的自然循环冷却方式，长期堆芯热量导出能力是足够的。
关键词 全厂断电 自然循环 非能动安全系统
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非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序研究 被引量：7
9
作者 刘宇生 许超 +2 位作者 安婕铷 庄少欣 程坤 《核安全》 2018年第1期58-65,共8页
为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技... 为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技术分析,获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标;通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断,得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明:非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段;主冷却剂系统的水体积,尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标;在系统部件内识别出的热工水力现象,按其对评估指标的影响程度,可进行现象重要度排序。 展开更多
关键词 全厂断电 非能动 现象识别与排序 安全判据 事故阶段
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压水堆核电站全厂断电事故及辅助给水系统的缓解能力研究 被引量：6
10
作者 张龙飞 张大发 王少明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第3期98-102,共5页
以美国Surry核电站为参考对象,采用最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了一个典型的三环路压水堆核电站严重事故计算模型,对全厂断电(SBO)事故的物理现象及堆芯熔化进程进行了详细分析,并研究了全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)分别... 以美国Surry核电站为参考对象,采用最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了一个典型的三环路压水堆核电站严重事故计算模型,对全厂断电(SBO)事故的物理现象及堆芯熔化进程进行了详细分析,并研究了全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)分别持续1800s和3600s对事故的缓解效果。计算结果显示,辅助给水能有效地延缓堆芯熔化进程,大大推迟反应堆压力容器的失效时间,为操纵员恢复交流电源以及实施其它缓解措施赢得更多的时间。 展开更多
关键词 严重事故 全厂断电 辅助给水 蠕变破裂失效
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核电厂全厂断电事故下安全壳响应的计算分析 被引量：5
11
作者 袁凯 黄高峰 +1 位作者 曹学武 李京喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第9期1085-1088,共4页
利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,... 利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,压力容器就有可能保持完整性。压力容器破损后,AC电源的恢复将使得安全壳内蒸汽浓度大幅减少,从而相应增加了氢气的浓度,导致氢气风险的增加。 展开更多
关键词 严重事故 全厂断电 安全壳响应
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船用堆全船断电事故的故障树分析研究
12
作者 宋龙飞 陈玉清 朱康 《舰船电子工程》 2024年第4期136-142,共7页
船用堆供电系统的可靠性对核动力装置的安全性有重要影响。参考某典型船用堆供电系统设计,提出了船用堆供电系统故障树建模基本原则,以全船断电事故为顶事件建立故障树,确定了系统的邻接矩阵,并基于此设计了一种故障树辅助生成及最小割... 船用堆供电系统的可靠性对核动力装置的安全性有重要影响。参考某典型船用堆供电系统设计,提出了船用堆供电系统故障树建模基本原则,以全船断电事故为顶事件建立故障树,确定了系统的邻接矩阵,并基于此设计了一种故障树辅助生成及最小割集求解程序。通过定性和定量分析得出全船断电事故的发生概率及各电源设备的重要度,并提出相应的改善措施,为船用堆供电系统的设计、使用和维护保养提供技术支撑。 展开更多
关键词 船用堆 全船断电 故障树 最小割集
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摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析 被引量：6
13
作者 程坤 谭思超 +3 位作者 何川 马小雅 刘建昌 杨江 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期1989-1996,共8页
为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双... 为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。 展开更多
关键词 海上浮动堆 非能动余热排出系统 全厂断电 海洋条件
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ACME台架全厂断电事故试验研究 被引量：6
14
作者 刘宇生 许超 +3 位作者 房芳芳 靖剑平 王楠 安婕铷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第8期1438-1444,共7页
为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明:ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,... 为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明:ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出(PRHR)系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱(CMT)和安全壳内置换料水箱(IRWST)初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。 展开更多
关键词 全厂断电 ACME台架 整体试验 非能动安全
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全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究 被引量：5
15
作者 陈宝文 毛欢 +1 位作者 孔翔程 陈彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1026-1030,共5页
全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦... 全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行"严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水(SAG-1)"时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心(TSC)最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361s可能出现蠕变失效;自事故后16 610s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。 展开更多
关键词 严重事故管理导则 全厂断电 蠕变失效 蒸汽发生器传热管破裂
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MELCOR乏燃料水池严重事故计算分析 被引量：5
16
作者 邓坚 向清安 周克峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2287-2291,共5页
针对长时间全厂断电(SBO)事故,采用MELCOR程序建立了乏燃料水池的计算分析模型,研究了乏燃料组件加热升温、锆包壳氧化等严重事故现象,并计算了向乏燃料水池注水缓解严重事故的效果。研究表明:乏燃料水池内的严重事故进程相对缓慢,且与... 针对长时间全厂断电(SBO)事故,采用MELCOR程序建立了乏燃料水池的计算分析模型,研究了乏燃料组件加热升温、锆包壳氧化等严重事故现象,并计算了向乏燃料水池注水缓解严重事故的效果。研究表明:乏燃料水池内的严重事故进程相对缓慢,且与乏燃料水池初始水位直接相关;向乏燃料水池注水是缓解乏燃料水池严重事故的有效手段之一。 展开更多
关键词 乏燃料水池 全厂断电 严重事故 注水
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CPR1000核电厂应对超设计基准全厂断电增设移动电源的研究与设计 被引量：5
17
作者 张淑兴 曹宇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期15-17,共3页
福岛核事故的经验反馈表明,超设计基准的长时间全厂断电可能发生,核电厂有必要增设移动电源。本文从CPR1000核电厂的电源配置出发,结合福岛核事故经验反馈,讨论极端自然灾害带来的全厂断电风险,分析确定增设移动电源的必要性及其功能定... 福岛核事故的经验反馈表明,超设计基准的长时间全厂断电可能发生,核电厂有必要增设移动电源。本文从CPR1000核电厂的电源配置出发,结合福岛核事故经验反馈,讨论极端自然灾害带来的全厂断电风险,分析确定增设移动电源的必要性及其功能定位。针对全厂断电工况下必须保持供电的负荷进行研究,以确定移动电源的合理功率。分析介绍目前移动式应急电源的分类以及优缺点,并根据核电厂应用的具体需求,选择合适的电源类型,最后,指出核电厂移动电源设计的关键要素并给出相关的设计建议。 展开更多
关键词 核电厂 全厂断电 移动电源
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非能动核电厂全厂断电事故自然循环现象研究 被引量：5
18
作者 刘宇生 许超 +2 位作者 攸国顺 安婕铷 庄少欣 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第11期73-79,共7页
为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯... 为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱(Core Makeup Tank, CMT)投入失效和安全壳内置换料水箱(In-containment refueling water storage tank, IRWST)参数异常对事故自然循环过程的影响,研究结果表明:全厂断电事故下,非能动核电厂的堆芯衰变热由多个单相自然循环过程导出,其中堆芯与非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger, PRHR HX)之间的自然循环对堆芯衰变热的导出具有显著影响。根据热阱的不同和系统参数变化的特点,事故序列可划分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System, PXS)自然循环和长期冷却三个阶段;CMT投入、IRWST水箱参数对PXS自然循环过程存在重要影响。 展开更多
关键词 全厂断电 自然循环 非能动核电厂 AP1000
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CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究 被引量：4
19
作者 佟立丽 曹学武 +1 位作者 袁凯 黄高峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第11期1361-1365,共5页
采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系... 采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。 展开更多
关键词 CANDU堆 严重事故 全厂断电 事故进程
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M310机组应对全厂断电事故的优化研究 被引量：4
20
作者 张博平 初永越 +1 位作者 张适 钱晓明 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第5期796-803,共8页
全厂断电事故作为一项超设计基准事故,在核电厂安全分析和设计运行中得到广泛关注。该事故产生的最大风险在于可能丧失堆芯衰变热排出功能,因此如何提高事故期间机组排出堆芯余热的能力,是本事故分析的核心。早在20世纪80年代,美国核管... 全厂断电事故作为一项超设计基准事故,在核电厂安全分析和设计运行中得到广泛关注。该事故产生的最大风险在于可能丧失堆芯衰变热排出功能,因此如何提高事故期间机组排出堆芯余热的能力,是本事故分析的核心。早在20世纪80年代,美国核管会便发布和实施了联邦法规10CFR50.63,即全厂断电事故规则及相关技术文件,显著提高了核电厂应对全厂断电事故的能力。本文总结了美国核管会对全厂断电事故的考虑和核电厂的良好实践,对比国内实际,提出国内M310机组应对全厂断电事故的改进建议。 展开更多
关键词 全厂断电 应急柴油机 替代交流电源
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