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利用LOFTRAN2程序研究了某核电厂蒸汽发生器主给水管道断裂事故工况下非能动余热排出换热器（PRHR HX）的冷却能力。分析结果表明,在极端事故工况下,反应堆冷却剂系统（RCS）的长期冷却能够持续进行,PRHR HX能够在36h内将RCS冷却到215.6℃,符合先进轻水堆用户要求文件（URD）的规定。敏感性分析表明,PRHR HX污垢系数和安全壳内置换料水箱初始温度对长期冷却能力有重要影响,在实际运行中需引起注意。