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为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价（PSA）方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变（ATWS）、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明：在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。