PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
基于先进程序_保守评价模型的300MW压水堆核电站大破口失水事故分析
ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３ １９７３，１９７９，１９９４年 ＡＮＳ标准 １９８６年 ＡＥＣＬ－ＵＯ ＣＨＦ查询表
过 渡 沸 腾：Ｃｈｅｎ－Ｓｕｎｄａｒａｍ－Ｏｚｋａｙｎａｋ 模型
附录 Ｋ要求 １９７１年 ＡＮＳ标准 Ｗ－３，Ｂ＆Ｗ－２，Ｈｅｎｃｈ－Ｌｅｖｙ，Ｍａｃｂｅｔｈ，Ｂａｒｎｅｔｔ， Ｍｏｄｉｆｉｅｄ Ｂａｒｎｅｔｔ，ＧＥ 关系式（取决于压力） 过 渡 沸 腾 ：ＭｃＤｏｎｏｕｇｈ－Ｍｉｌｉｃｈ－Ｋｉｎｇ 模 型
值得一提的 是，一 些 核 电 站 是 较 早 利 用 系 统分析程 序 （如 ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７，满 足 附 录 Ｋ 评价模型要 求 ）进 行 ＬＯＣＡ 分 析 的；而 在 相 同 电厂状态与计算条件下，运 用 按 附 录 Ｋ 要 求 修 改的先 进 热 工 水 力 程 序 （如 ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３） 进 行 计 算 ，则 很 可 能 在 保 证 保 守 性 前 提 下 ，获 得 更大 ＰＣＴ 裕量，以利于功率提升。
１ 基 于 先 进 程 序 ＋ 保 守 评 价 模 型 的 ＬＯＣＡ认 证 分 析 工 具 开 发
１．１ ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３与附录 Ｋ 的模型符合度 识别及程序修改
为满足附录 Ｋ 的评价模型要求，对ＲＥＬＡＰ５／
ＭＯＤ３程序和附录 Ｋ 各项要求进行详细对比， 确定程序中有１０处模型或 关 系 式 与 附 录 Ｋ 要 求不符［１－３］，分 别 是：１）裂 变 产 物 衰 变 热 标 准； ２）喷放 阶 段 临 界 热 流 密 度 （ＣＨＦ）；３）喷 放 阶 段 临 界 后 传 热 模 型 ；４）再 淹 没 之 前 返 回 核 态 沸 腾／过渡沸腾 传 热 模 式 的 计 算 逻 辑；５）喷 放 模 型 ；６）锆 －水 反 应 率 模 型 ；７）应 急 堆 芯 冷 却 剂 旁 通模型；８）喷放阶段 堆 芯 流 量 分 布；９）再 淹 没 速率；１０）再 灌 水 和 再 淹 没 传 热 模 型。 为 开 发 满足附录 Ｋ 评价模型要求的工具，需针对１～５ 项进行 源 程 序 中 相 关 子 程 序 的 修 改；对 ６、７ 项 则要在输入 卡 中 设 置 调 用 相 关 模 型；而 对 ８～ １０ 项 需 经 相 关 试 验 数 据 验 证 保 守 性。 ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３ 与 附 录 Ｋ 评 价 模 型／关 系 式 要 求 的 对 比 及 修 改 方 法 列 于 表 １。
核仿真实习报告
一、前言随着我国核能事业的快速发展，核工程与核技术专业在高等教育中的地位日益凸显。
为了使学生在学习理论知识的基础上，更好地了解核工程与核技术的实际应用，提高学生的实践能力，我校特开展了核仿真实习活动。
本次实习旨在让学生在仿真软件的辅助下，模拟核电站的运行过程，掌握核电站的基本操作，提高学生的核安全意识和应急处理能力。
二、实习目的1. 熟悉核电站的总体布局和运行原理；2. 掌握核电站的运行操作流程；3. 提高学生的核安全意识和应急处理能力；4. 培养学生的团队协作精神和创新意识。
三、实习内容1. 核电站仿真软件操作实习期间，我们学习了核电站仿真软件的使用方法，包括系统启动、参数设置、设备监控、数据采集等功能。
通过仿真软件，我们了解了核电站的总体布局，包括反应堆、冷却系统、电气系统等关键设备，以及它们之间的相互关系。
2. 核电站运行操作流程在仿真软件的辅助下，我们模拟了核电站的启动、运行、停堆等操作流程。
通过实际操作，我们掌握了核电站的运行原理，了解了不同工况下设备的工作状态，以及操作人员应采取的措施。
3. 核安全意识和应急处理能力在实习过程中，我们学习了核安全知识和应急处理程序。
通过模拟事故场景，我们了解了核事故的危害，掌握了应急处理的方法和技巧。
此外，我们还学习了核事故应急预案的编制和实施。
4. 团队协作和创新意识在实习过程中，我们以小组为单位，共同完成核电站的仿真操作。
在小组讨论和协作中，我们培养了团队协作精神，提高了沟通能力。
同时，我们还鼓励学生发挥创新意识，针对仿真操作中发现的问题提出改进建议。
四、实习成果1. 学生掌握了核电站的总体布局和运行原理；2. 学生熟悉了核电站的运行操作流程；3. 学生的核安全意识和应急处理能力得到提高；4. 学生的团队协作精神和创新意识得到锻炼。
五、实习总结通过本次核仿真实习，我们深刻认识到核能事业的重要性，以及核工程与核技术专业在国民经济和社会发展中的地位。
基于PCTRAN 的AP1000 核电厂卡轴事故的模拟与分析
基于PCTRAN 的AP1000 核电厂卡轴事故的模拟与分析摘要:AP1000 有其固有的安全性能，由于采用非能动安全系统，大大降低了发生人因错误的可能性。
文章简要介绍了美国西屋公司的核电站仿真软件PCTRAN/AP1000，针对我国将建造的先进非能动AP1000 的第三代核电站验证其固有安全性.本文使用PCTRAN/AP1000 软件对设计基准事故冷却剂泵卡轴（转子卡死）进行模拟仿真。
仿真结果表明，PCTRAN 能够正确反映核电站的运行特性，在设计基准事故仿真方面尤有特色，验证了AP1000 的固有的安全性。
Abstract: AP1000 has its inherent safety performance, and the application of the non kinetic energy security system greatly reducesthe occurrence of human error probability. This paper simply introduces the nuclear power plant simulation software PCTRAN/AP1000 ofAmerican Westinghouse Electric Manufacturing Company and verifies the inherent safety of the third-generation nuclear power plant thatwill be built in China with advanced non kinetic AP1000. This article carries on the simulation on the design basis accident of coolantpump clamping shaft (rotor locked) applying the PCTRAN / AP1000 software. The simulation results show that PCTRAN can correctlyreflect the operating characteristics of nuclear power plant and is especially distinctive in terms of design basis accident simulation. Theinherent safety of AP1000 is verified in this paper.关键词院AP1000 核电站；模拟仿真；卡轴事故；PCTRAN Key words: AP1000 nuclear power plant；simulation；clamp shaft；PCTRAN中图分类号院TM623 文献标识码院A 文章编号院1006-4311（2014）29-0044-03引言目前，我国的核电事业进入一个快速发展的阶段，需要广大技术人员了解、掌握相关的核电知识，特别是了解和掌握先进、安全、经济，具有市场前景的第三代核电技术。
核反应堆安全分析论文 冷却剂丧失事故详解
摘要冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故。
对于压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA（Loss of Coolant Accident），冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位。
压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。
根据破口大小及物理现象的不同，失水事故通常可分为大破口LBLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽发生器传热管破裂SGTR等几类来分析。
本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。
关键词：压水堆；大破口失水事故；小破口失水事故； PCTRAN；定性分析ABSTRACTLoss of coolant accident arises as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, whose abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cause many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible consequences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size.According to the differences of breach size and physics phenomenon, the loss of water accident is usually divided into LBLOCA, SBLOCA, VSB, SGTR and so on.The article analyses the double ends shear crack、large break loss of coolant accident、the small break loss of water accident、the same and different points between LBLOCA and SBLOCA qualitatively, as well as the hot leg and cold leg analysis by PCTRAN.Keywords:Pressurized water reactor; the large loss of coolant accident; the small loss of coolant accident; PCTRAN; the qualitative analysis核反应堆安全分析（论文）绪论目录1 绪论 (1)1.1本论文的背景和意义 (1)1.2冷却剂丧失事故概述 (2)1.3设计任务 (2)1.4方案选择 (2)2 PCTRAN 工具介绍 (3)2.1PCTRAN简介 (3)2.2PCTRAN特点 (3)3 方案及总体设计 (5)3.1冷却剂丧失事故的原因以及分类 (5)3.2失水事故的极限——设计基准事故 (5)3.3临界流 (5)3.4大破口失水事故.................................................................... 错误！未定义书签。
先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目）先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验Virtual Reality for Operation and Typical Accidents ofAdvanced Pressurized Water Reactor实验指导书（在线实验版）Experiment Manual（online）简介先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。
本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。
实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。
实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。
点击“操作实验”进入在线实验页面。
注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。
进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。
插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。
装载完毕后，显示实验开始界面。
点击开始后，进入在线实验界面。
分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。
(1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示；图 核电站原理展示系统(2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。
图核电站运行原理模拟机界面正式实验：核电厂运行及典型事故虚拟仿真I.核电厂正常运行点击正式实验进入后，实验可分为如下步骤进行：(步骤1)本实验模拟的典型事故在核电厂满功率正常运行的条件下发生。
先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目）先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验Virtual Reality for Operation and Typical Accidents ofAdvanced Pressurized Water Reactor实验指导书（在线实验版）Experiment Manual（online）简介先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。
本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。
实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。
实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。
点击“操作实验”进入在线实验页面。
注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。
进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。
插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。
装载完毕后，显示实验开始界面。
点击开始后，进入在线实验界面。
分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。
(1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示；图 核电站原理展示系统(2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。
图核电站运行原理模拟机界面正式实验：核电厂运行及典型事故虚拟仿真I.核电厂正常运行点击正式实验进入后，实验可分为如下步骤进行：(步骤1)本实验模拟的典型事故在核电厂满功率正常运行的条件下发生。
核仿真实习报告
核仿真中心实习报告姓名：朱智强班级：20111513学号：2011151327一、仿真技术简介仿真技术是一门多学科的综合性技术，它以控制论、系统论、相似原理和信息技术为基础，以计算机和专用设备为工具，利用系统模型对实际的或设想的系统进行动态试验。
按照参与仿真的模型的种类不同，可分为数学仿真、物理仿真、物理-数学仿真(半物理仿真或半实物仿真)。
按照仿真实验中所取的时间标尺(模型时间)与自然时间(原型)时间标尺之间的比例关系，可分为实时仿真、超实时仿真、欠实时仿真。
二、运行方案1、冷却剂平均温度恒定运行方案反应堆在没有外部控制时，反应堆冷却剂能够自己稳定在某一平均温度，并可自动适应功率的需要。
这样使得压力控制系统中的稳压器尺寸可以最小。
装置中热应力变化较小，负荷响应快，负荷波动后恢复到整定值所需的时间较少。
但是二回路侧蒸汽参数随输出功率变化幅度很大，尤其是在低功率运行时，蒸汽压力较高，要求二回路蒸汽管道、阀门、汽轮机等设备的承压能力较高。
船舶核动力装置为满足机动性的要求，低负荷下运行的时间也较长，因此这种运行方案的缺点显得更加突出。
2、出口冷却剂温度恒定运行方案在此运行方案下可使部分负荷时冷却剂的平均温度提高，二回路侧蒸汽参数随负荷降低而增高得更快。
反应堆出口温度都保持在某一固定的最大值，不会出现反应堆出口超温的情况。
但是要求稳压器尺寸也较大，而且反应堆必须设置一个外部控制系统，以满足功率水平改变的需要。
缺点是二回路侧蒸汽参数随装置负荷的降低升高很快，对二回路蒸汽系统和用汽设备的设计、运行要求显著提高。
3、蒸汽压力恒定运行方案由于二次侧蒸汽参数不变，给二回路系统和主要用汽设备的设计、运行和管理带来许多方便。
在整个稳定功率运行范围内平均温度的变化很大，由于温度效应而引起的堆芯反应性扰动也较大，一方面要求稳压器具有更大的容积补偿能力，重量尺寸增大，另一方面也要求反应堆功率控制系统频繁移动控制棒以补偿堆芯反应性的变化，给一回路系统的设计和运行带来一定的困难。
核电仿真实习报告
一、前言随着我国能源需求的不断增长和环保意识的提升，核电作为一种清洁、高效的能源形式，受到了越来越多的关注。
为了更好地了解核电运行原理和操作流程，提高核电从业人员的实际操作能力，我们参加了核电仿真实习。
本次实习旨在通过模拟核电站的运行环境，使我们对核电技术有一个全面、深入的认识。
二、实习目的1. 熟悉核电站的基本构成和工作原理；2. 掌握核电设备的操作流程和安全注意事项；3. 增强核电人员的团队协作能力和应急处置能力；4. 为今后从事核电相关工作奠定基础。
三、实习内容本次核电仿真实习主要包括以下内容：1. 核电站基本构成：了解核电站的总体布局，包括核岛、常规岛、辅助设施等，以及各个部分的功能和作用。
2. 核反应堆原理：学习核反应堆的工作原理，包括核裂变、热能转换、蒸汽发生等过程。
3. 核电设备操作：熟悉核电站主要设备的操作流程，如反应堆控制棒、主泵、冷却剂循环系统等。
4. 安全注意事项：了解核电站安全操作规程，包括应急预案、安全防护措施等。
5. 团队协作与应急处置：通过模拟实际操作，锻炼团队协作能力和应急处置能力。
四、实习过程1. 理论学习：首先，我们通过观看视频、阅读资料等方式，对核电站的基本知识进行了学习。
2. 模拟操作：在指导老师的带领下，我们进入模拟核电站进行操作。
模拟操作包括：a. 核反应堆启动与停堆：学习反应堆控制棒的操作，实现反应堆的启动与停堆。
b. 主泵与冷却剂循环系统操作：熟悉主泵启动、停止及冷却剂循环系统的运行。
c. 电气系统操作：学习电气设备的操作，确保核电站的正常运行。
3. 应急处置演练：模拟核电站发生事故时的应急处置，包括报警、停机、隔离等操作。
4. 团队协作：在模拟操作过程中，我们学会了如何与团队成员沟通、协作，共同完成各项任务。
五、实习收获1. 理论知识：通过本次实习，我们对核电站的基本构成、工作原理和操作流程有了更加深入的了解。
2. 实践能力：通过模拟操作，我们掌握了核电设备的操作技能，提高了实际操作能力。
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PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
一、预习报告
实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟
实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；
2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；
3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
实验仪器设备：
电脑、仿真软件
实验内容：
1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和
方法。
2、加载运行工况，然后加载事故工况。
3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故
中产生响应的参数进行图表记录。
实验原理和背景材料:
PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。
如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。
从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。
从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。
相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。
在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。
另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。
组
合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。
PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。
模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。
它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。
它的图形用户界面使操作起来十分方便。
所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。
PCTRAN现有的模型:
· GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment
· GE ABWR and ESBWR
· Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah)
· Westinghouse AP1000 三门或海阳
· Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400
· B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR
· ABB BWR’s (TVO)
· Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92
二、实验报告
实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟
实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；
2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；
3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
实验仪器设备：
电脑、仿真软件
实验内容：
1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和
方法。
2、加载运行工况，然后加载事故工况。
3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故
中产生响应的参数进行图表记录。
实验处理：
实验中可以进行多个工况下加载各种的事故工况，可以用来观察各种事故下核电站的放应。
可以模拟三里岛事故在内的各种已发生的事故。
本次实验选定的是在一个满功率、处于寿期中的压水堆核电站突然冷凝泵损坏，停止工作的事故工况。
事故记录为:
Reset to IC #2
000036.5 sec, All MFW Pumps trip
000036.5 sec, Feed Pump #1 Position Change: 0%
000036.5 sec, Feed Pump #2 Position Change: 0%
000036.5 sec, Feed Pump #3 Position Change: 0%
000039.5 sec, HPI Pump #3 Position Change: 0%
000097.5 sec, All MFW Pumps trip
000101.0 sec, Low SG Level 17.0 %
000101.5 sec, Scram Low SG Level 17.0 %
000101.5 sec, MDAFW Pump #1 Position Change: 100% 000101.5 sec, MDAFW Pump #2 Position Change: 100% 000101.5 sec, TDAFW Pump Position Change: 100%
0102.0 sec, Reactor Scram
000102.0 sec, TCV Valve Position Change: 0%
000102.5 sec, Malfunction # 9 Fraction = 00.0 %
000102.5 sec, TBV Valve Position Change: 100%
000103.0 sec, FWIV #1 Position Change: 0%
000103.0 sec, FWIV #2 Position Change: 0%
000103.0 sec, FW isolation on turbine trip
000150.5 sec, HPSI start low RX Press 129.7 psia
000150.5 sec, HPI Pump #1 Position Change: 100%
000150.5 sec, HPI Pump #2 Position Change: 100%
000150.5 sec, Letdown Valve Position Change: 0%
000150.5 sec, Vent Valve Position Change: 0%
000190.5 sec, TBV Valve Position Change: 0%
从上面可以看到在36.5秒时给水泵开始停转，97.5秒时所有
给水泵停转，101秒时蒸汽发生器水位开始下降，102秒时反应堆紧急停堆。
在150.5秒时事故已达到末期，几乎不再有反应。
上图为事故发生时，汽轮机功率的变化，可以看出在事故发生后就停转了。
上图为堆芯热功率变化，可看出热功率迅速下降（紧急停堆），剩下的是堆芯余热。
堆芯过冷度的变化，停堆后过冷度增大，堆芯产热减少。
是余热排除系统开始工作。
反应堆中压力变化，压力先降低在又恢复。
燃料平均温度、包壳最高温度、燃料最高温度的变化图。
可以看出事故没有造成燃料包壳温度的剧升，反应堆应急系统工作
稳定，没有造成大的破坏。
在事故中，也造成了一些其他的参数变化，并有一些辅助系统的开启以及参数变化，但由于变化不明显，就不再分析。
实验体会：
PCTRAN用起来非常方便，可以很容易的上手。
可以作为人员培训和教学。
通过本次实验，模拟了多个事故工况，观察到了反应堆的许多参数的变化，反应堆的事故响应。
加深了各种事故对反应堆的影响的学习。