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作者：王业辉;潘昕怿;张盼;
单位：生态环境部核与辐射安全中心;
摘要：为了分析核电厂发生冷却剂丧失事故(LOCA)叠加未能紧急停堆预期运行瞬态(ATWS)事故后的瞬态响应，研究不同事故情景下的缓解路径，本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象，利用系统分析程序建立了核电厂模型，研究了该事故下核电厂的瞬态特性，并开展了敏感性分析，得出如下结论：对于极限小破口工况，则至少需要1个稳压器安全阀和1列应急给水系统有效，才能避免事故早期一回路超压；对于相对较大的小破口工况，至少需要1列应急给水、1列中压安注系统和1列应急硼注入系统有效才能缓解事故；对于中破口工况，若破口尺寸相对较小，则需要1列应急给水、1列中压安注系统、1个安注箱、1列低压安注系统和1列应急硼注入系统来缓解事故；若破口尺寸较大，则只需要1列中压安注系统、1个安注箱、1列低压安注系统有效就可以缓解事故。
关键词：冷却剂丧失事故;;未能紧急停堆预期运行瞬态;;事故分析
基金资助：国家科技重点研发计划资助项目(No.2019YFB1900805)
