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一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）、控制、保护和检测系统； 设备冷却水系统、硼回收系统、反应堆的安全壳及喷淋系统、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、柴油发电机组； 一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、设备冷却水系统、反应堆的安全壳及喷淋系统； 核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统（又称停堆冷却系统）、安全注射系统（又称紧急堆芯冷却系统）。
正压 负压 近真空压力状态 与安全壳内部一致的压力
反应堆堆芯 实验装置 反应堆厂址内与反应堆有关的其它设施 反应堆厂址内与实验装置有关的其它设施 安全壳
位于安全壳内侧 位于安全壳外侧 设置在安全壳混凝土内 A或B
堆芯损坏的可能性 堆芯损坏下事故发展的特性 堆芯熔化物理过程分析 安全壳响应特性分析 场外应急计划
α模式（蒸汽爆炸） β模式（安全壳隔离损坏） γ模式（氢气燃烧产生的超压） d模式（蒸汽和不凝气体产生的超压损坏） e模式（地基熔穿）
取消了1E级应急柴油发电机系统和大部分安全级能动设备 堆芯包含157个燃料组件 反应堆冷却剂泵采用轴封泵 配置非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳系统 为应对严重事故，配置了堆芯捕集器，并设有专门的堆芯熔融物扩散区
安全壳 压力容器、安全壳 燃料包壳、压力容器、安全壳
堆芯损坏的可能性 堆芯损坏下事故发展的特性 堆芯熔化物理过程分析 安全壳响应特性分析 场外应急计划
各种事故下放射性从安全壳释放的频率 堆芯损坏的可能性 堆芯损坏下事故发展的特性 各事件序列的发生频率
湘公网安备 43130202000226号