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摘要
与安全裕量有关的研究一直是反应堆安全设计与安全分析的重点和难点问题。本文针对池式示范快堆CFR600的设计特点，对主热传输系统中的重要现象进行了分析，并建立了最佳估算模型，基于Wilks方法对CFR600一回路主管道断裂事故进行了不确定性量化计算。最佳估算分析结果表明，CFR600在一回路主管道断裂事故下，包壳最高温度95%/95%上限为851.6℃,相较于保守分析结果具有约91.8℃裕量，低于包壳破损验收准则。
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与安全裕量有关的研究一直是反应堆安全设计与安全分析的重点和难点问题。本文针对池式示范快堆CFR600的设计特点，对主热传输系统中的重要现象进行了分析，并建立了最佳估算模型，基于Wilks方法对CFR600一回路主管道断裂事故进行了不确定性量化计算。最佳估算分析结果表明，CFR600在一回路主管道断裂事故下，包壳最高温度95%/95%上限为851.6℃,相较于保守分析结果具有约91.8℃裕量，低于包壳破损验收准则。
