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本文以ATWS作为研究内容，以秦山一期核电厂为研究对象，采用以机理性的核反应堆热工水力计算分析程序（SCDAP/RELAP5）为基础的，具有计算分析堆芯行为能力的严重事故分析平台为手段，对ATWS导致堆芯严重损伤的事故进程及缓解措施进行了计算分析。在导致ATWS的初因事件中，选择失去主给水、失去厂外电和失控提棒三个最有特点和最典型的初因事件进行详细分析。
通过本文的研究得出以下结论：
失去主给水、失去厂外电和失控提棒三个未紧急停堆的预期瞬变事故伴随部分工程安全设施的失效（辅助给水系统的失效），会导致堆芯熔化的严重事故。三个事故序列发展到后期特点比较相似，主要体现在以下三个方面：
1. 由于慢化剂温度负反馈效应，反应堆功率下降至衰变功率水平；
2. 假定辅助给水失效后，二次侧完全失去热阱，堆芯余热无法排出；
3. 一回路保持高压状态，稳压器卸压阀阶段性地开启以降低压力；
4. 堆芯余热无法排出，堆芯逐渐熔化，最终熔融坍塌到下封头。