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摘要
福岛核事故发生以后，全厂断电事故成为了关注的热点。为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应，文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型，并开展计算分析。获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应，得出如下结论：全厂断电事故后，非能动核电厂依靠蒸汽发生器（SteamGenerator,SG）和非能动余热排出系统（PassiveResidualHeat Removal system,PRHR）能够及时带出堆芯衰变热；PRHR启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出，但对反应堆冷却能力的影响并不大；堆芯补水箱（CoreMakeupTanks,CMT）向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大，可考虑调节CMT注入管线的阻力，使CMT注入流量在合理的水平，防止稳压器发生满溢。
