1、“.....破口流速快速下降，在破口事故发生后秒时破口流量下降并渐趋平缓。整个事故过程蓄压安注对破口流量的影响并不明显。冷段破口面积为中破口和小破口事故时破口流量随时间的变化关系如图所示。和图相比，可以看出破口处的最大流量随破口面积的减少而减小，破口面积为大破口中破口和小破口时，事故，同时冷段发生事故。破口的面积分别为。事故发生后反应堆立即停堆主泵惰转汽轮机隔离，同时高低压安注失效非能动安注箱有效辅助给水失效。全厂断电叠加破口事故分析研究论文原稿。回路模拟为两个环路个破损环路，另外两个环路集总为个完好环路。严重事故的建模范围包括了压力容器蒸汽发生器主泵稳压器卸压箱冷却剂主管道等回路系统，回全厂断电叠加破口事故分析研究论文原稿重要缓解措施与严重事故序列核动力工程，濮继龙压水堆核电厂安全与事故对策北京原子能出版社，骆邦其......”。

2、“.....陈耀东严重事故缓解措施对全厂断电事故进程影响分析核科学与工程，毕金生，靖剑平，石兴伟等大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究核科学与工程，基金項目国家自然科学基金湖北省教育厅科学气风险，采取开启安全阀和氢气复合器便可有效缓解氢气风险，从而保持安全壳完整性。在下封头失效前，虽然蒸汽摩尔份额越来越高，安全壳上腔室压力始终保持在设定压力值内，因此在全厂断电叠加破口严重事故中，无需考虑破口尺寸大小会对安全壳内压力造成威胁，只需关注其他参数诸如氢气摩尔份额等。参考文献朱继洲核反应堆安全分析西安西安交通大学出版社，骆邦其，陈安全壳内燃烧可能会导致安全壳直接失效并产生直接的裂变产物释放的途径，通常氢气设定值为，本文取。截止下封头失效前，锆水反应生成氢气，在双端剪切断裂与中破口当量直径，均在安全壳氢气安全浓度范围内......”。

3、“.....最高燃爆限值达，此时安全壳发生氢气风险失效。可采取的缓解措施为稳压器安全阀泄压随后安全壳压力开始缓慢下降，压力不再升高并有所下降，主要原因是从破口喷放的冷却剂在安全壳热构件表面冷凝，随后安全壳喷淋系统启动开始喷出雾滴，安全壳上部隔间压力以较快的速度开始下降。由于假设再循环喷淋失效，即当换料水箱水位低于时，喷淋泵无法从地坑取水，而主系统不断释放出高温水蒸气，安全壳热阱不足以冷却主系统喷放出的水蒸气。安全壳内上腔室蒸汽摩口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效，与冷管段大破口叠加再循环失效，通过对两种事故工况的分析，证实了再循环高压安注安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。然而，当前对严重事故条件下是否需要关注安全壳内压力和氢气风险的研究还不充分。因此，本文拟基于国际认可的严重事故程序，建立典型压水堆核电机组严重事故模型，对叠策北京原子能出版社......”。

4、“.....林继铭小破口引发的严重事故工况及事故缓解的研究核动力工程，陈耀东严重事故缓解措施对全厂断电事故进程影响分析核科学与工程，毕金生，靖剑平，石兴伟等大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究核科学与工程，基金項目国家自然科学基金湖北省教育厅科学技术研究计划重点项目湖北省水电机械设备设计与维护重点实验室开放基金项目壳完整性。在下封头失效前，虽然蒸汽摩尔份额越来越高，安全壳上腔室压力始终保持在设定压力值内，因此在全厂断电叠加破口严重事故中，无需考虑破口尺寸大小会对安全壳内压力造成威胁，只需关注其他参数诸如氢气摩尔份额等。参考文献朱继洲核反应堆安全分析西安西安交通大学出版社，骆邦其，陈巧艳，唐文忠岭澳期百万千瓦级核电站全厂断电严重事故初步分析核工程研常氢气设定值为，本文取。截止下封头失效前，锆水反应生成氢气，在双端剪切断裂与中破口当量直径，均在安全壳氢气安全浓度范围内......”。

5、“.....最高燃爆限值达，此时安全壳发生氢气风险失效。可采取的缓解措施为稳压器安全阀泄压功能延伸，此时需要操作员手动开启。结论本文对相同位臵不同尺寸的全厂断电全厂断电叠加破口事故分析研究论文原稿加不同大小破口事故工况下安全壳内超压失效及氢气风险进行研究。堆内水的质量的变化如图所示。可以看出。破口发生后堆内水的质量逐渐减少，且破口越大堆内水的质量减小的越快。安全壳内压力风险分析发生全厂断电叠加破口后，压力容器下封头由于熔融物的加热发生蠕变而失效。如图所示，大中小破口均出现安全壳上部隔间压力峰值，压力并未超过安全壳设计压力。核電机组事故后果较为严重的冷管段小破口事故进行研究发现由于破口很小，回路压力下降缓慢，在压力容器失效时回路压力仍然很高，形成高压熔堆。安全壳内压力的突升发生在压力容器破裂的时候......”。

6、“.....在压力容器破损后恢复电源将使得安全壳内蒸汽浓度大幅减小，从而增加氢气浓度，增加了氢气风险。许芝兰通过选取热管段中破口喷放的冷却剂在安全壳热构件表面冷凝，随后安全壳喷淋系统启动开始喷出雾滴，安全壳上部隔间压力以较快的速度开始下降。由于假设再循环喷淋失效，即当换料水箱水位低于时，喷淋泵无法从地坑取水，而主系统不断释放出高温水蒸气，安全壳热阱不足以冷却主系统喷放出的水蒸气。安全壳内上腔室蒸汽摩尔份额如图所示。安全壳内的蒸汽浓度越来越高，最终达到，即使如此，启堆内水的质量的变化如图所示。可以看出。破口发生后堆内水的质量逐渐减少，且破口越大堆内水的质量减小的越快。安全壳内压力风险分析发生全厂断电叠加破口后，压力容器下封头由于熔融物的加热发生蠕变而失效。如图所示，大中小破口均出现安全壳上部隔间压力峰值，压力并未超过安全壳设计压力。因此......”。

7、“.....以往学者对压水与设计，王高鹏，刘长亮，叶忠昊小破口引发的严重事故工况及事故缓解的研究核科学与工程，袁凯，黄高峰，曹学武核电厂全厂断电事故下安全壳响应的计算分析原子能科学技术，许芝春，张亚培，苏光辉等严重事故条件下安全壳响应模拟研究原子能科学技术，骆邦其，林继铭核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列核动力工程，濮继龙压水堆核电厂安全与事故对叠加破口引发严重事故过程中安全壳的氢气浓度和压力，从而研究其对安全壳完整性的影响。全厂断电严重事故中，在无缓解措施下，破口流量随破口尺寸的增大而增大，安全壳内锆水反应生成的氢气摩尔份额随破口尺寸的减小而增大，由于小破口的氢气摩尔份额过高，超过了氢气燃爆限值，导致安全壳发生氢气风险，采取开启安全阀和氢气复合器便可有效缓解氢气风险，从而保持安全动组稳压器安全阀采用氢气复合器......”。

8、“.....全壳内的氢气风险分析不同尺寸的破口安全壳内氢气浓度如图所示。如图所示，在全厂断电叠加破口事故中，根据严重事故管理导则，安全壳氢气浓度超过设计值，氢气在安全壳内燃烧可能会导致安全壳直接失效并产生直接的裂变产物释放的途径，全厂断电叠加破口事故分析研究论文原稿故的分析研究工作。事故假设条件假设事故前机组处于满功率运行工况在时刻发生事故，同时冷段发生事故。破口的面积分别为。事故发生后反应堆立即停堆主泵惰转汽轮机隔离，同时高低压安注失效非能动安注箱有效辅助给水失效。全厂断电叠加破口事故分析研究论文原稿。随后安全壳压力开始缓慢下降，压力不再升高并有所下降，主要原因是从破破口处的最大流量分别达到了以及。全厂断电叠加破口事故分析研究论文原稿。回路模拟为两个环路个破损环路，另外两个环路集总为个完好环路......”。

9、“.....回路系统采用简化模拟。整个回路共划分为个控制体。图给出了回路控制体划分示意图。安全壳划分为个部分，如图所示，路系统采用简化模拟。整个回路共划分为个控制体。图给出了回路控制体划分示意图。安全壳划分为个部分，如图所示，分别是堆腔下部隔间上部隔间环廊和外部大气环境，此外高低压安注安注箱安全壳喷淋系统辅助给水系统以及安全壳地坑和换料水箱也包括在模型中。安全壳的设计压力为。如图，当冷管段发生大破口事故时，堆芯内的冷却剂迅速从冷段破口流出进入安全壳空间，破口术研究计划重点项目湖北省水电机械设备设计与维护重点实验室开放基金项目模型的稳态验证模型建立后通过参考机组设计参数对模型的可靠性进行对比验证，稳态参数对比结果如表所示。通过表可以发现本文严重事故模型在稳态条件下的计算结果和参考机组设计参数符合较好，能够进行严重事故的分析研究工作......”。