日本福岛核事故后，全厂断电(Station Blackout, 简称SBO)事故日渐成为核安全领域研究的重点[1-3]。对于以AP1000为代表的非能动核电厂，全厂断电事故下的堆芯衰变热主要通过冷却剂的自然循环导出，其安全系统的性能与传统能动核电厂有着明显不同[4,5]。在设计研发和安全审评过程中，主要利用整体性能试验对其设计性能进行验证和评估，而在设计整体性能试验时，往往需要现象识别与排序表(Phenomena Identification and Ranking Table，简称PIRT)来确定重点关注的热工水力现象。如美国西屋公司和核管会分别基于APEX、ROSA及SPES等整体性能试验开发了AP系列非能动核电厂破口失水事故的PIRT[6]，韩国原子能研究所基于ATLAS整体性能试验开发了APR1400的SBO PIRT[7]。

对于AP系列非能动核电厂，现有文献对破口失水事故的现象识别与排序研究已较为充分，但对全厂断电工况，尚缺乏相关的研究。针对这一问题，本文基于ACME台架开展全厂断电试验验证的需求[8,9]，确定了非能动核电厂全厂断电事故的阶段划分和现象重要度判断依据，对全厂断电事故现象进行了识别和排序研究，从而为试验装置的比例分析及设计提供依据，并为模拟试验设计和程序验证提供参考。

这样地又十分钟过去了。我还没有走。雨没有住，车儿也没有影踪。她也依然焦灼地立着。我有一个残忍的好奇心，如她这样的在一重困难中，我要看她终于如何处理她自己。看着她这样窘急，怜悯和旁观的心理在我身中各占了一半。

1　现象识别与排序技术

现象识别与排序技术是一种集中信息并按照信息的重要程度排序来帮助得出决策和结论的方法，该方法有助于决定各分支的优先程度，优化资源分配[10]。1988年，PIRT被首次用于美国NRC 的 CSAU(Code Scaling, Applicability, and Uncertainty)的最佳估算及概率安全分析中[11]，近年来它被越来越广泛的运用到很多核技术相关的课题中。经过多年的发展和使用，PIRT作为一种鲁棒性很高的安全分析程序开发的工具己经得到认可。PIRT的最主要功能是确认核电厂的状态，即作为电厂的性能指标，此外PIRT还可以用于确认实验结果对电厂的有效性，分析软件对电厂的有效性以及分析软件的不确定性等[12]。

本研究主要基于现象识别与排序技术，将其应用到非能动核电厂全厂断电研究中，参照现象识别与排序技术的流程，借鉴国际已有的成功PIRT先例，制定了AP系列非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序的研究方案和具体流程。典型的PIRT流程如图1所示，包括定义问题，确立目标，整合相关研究，确立基本现象，确定评判标准，识别现象，重要度排序，重要度验证，形成PIRT文档等九个步骤。

  

图1　PIRT技术流程简图Fig.1　Schematic of procedure for PIRT

2　非能动核电厂全厂断电事故现象

2.1　AP1000核电厂全厂断电事故进程

根据聂昌举[4]、袁添鸿[5]等对AP系列非能动核电厂全厂断电事故的分析计算，全厂断电事故的一般进程可概述如下：

管道出现漏水主要原因：一是材料质量差，当受到内外负荷超过管道极限承载力时，结构就会受到损坏。二是地基不均匀沉降，使管身和接口产生应力和应变弯曲，超过允许值时，导致接口脱出、开裂和断开。三是在施工中，不符合施工规范和设计要求，盲目施工造成施工质量差。管道漏水轻者出现射流或滴漏，重者出现爆管事故，因此预防漏水具有重要的社会效益、环境效益和经济效益。

因PRHR系统的换热能力和蒸汽发生器的排热能力足够冷却反应堆，PRHR投入后一回路系统温度和压力逐渐下降，稳压器安全阀不再出现开启，随着PRHR系统的运行，冷管段温度低(Tcold)信号触发堆芯补水箱(CMT)投运。

SBO期间，蒸汽发生器主要有蒸汽发生器换热过程和二次侧条件变化过程。

在事故的长期阶段，堆芯衰变热主要通过IRWST水箱来排出，当IRWST水箱达到沸腾后，产生的蒸汽会释放到安全壳内，使安全壳内的压力和温度提高，当到达压力和温度整定值时，非能动安全壳冷却剂系统(PCCS)触发运行，最终在非能动堆芯冷却系统(PXS)和PCCS系统的联合运行下，堆芯衰变热导出到大气环境，堆芯维持在过冷状态[13]。

2.2　SBO事故阶段划分

全厂断电事故下，非能动核电厂的堆芯衰变热由堆芯-蒸汽发生器、堆芯-PRHR HX、堆芯-CMT水箱等多个相互影响的自然循环过程导出。每个自然循环过程都涉及不同的系统部件和热阱，此外在不同的自然循环运行时间内，RCS系统参数随时间变化的特点不同，也就形成了不同的事故阶段。图2和图3分别展示了全厂断电事故下不同阶段AP1000核电厂RCS系统的压力和平均温度，根据不同阶段自然循环运行的特点和热阱，可合并事故过程中重复出现的热工水力现象，可将AP系列非能动核电厂全厂断电事故分解为三个事故阶段，如图2和图3所示，各阶段特点分别如下：

化工装置气化炉氧气切断阀选型对于气化装置的安全运行非常重要，本文通过分析，同时结合该装置气化炉氧气切断阀实际使用情况，选用GLOBE阀门作为氧气总管切断阀时，应该从阀门本身最小泄漏点出发，并要考虑阀门在线维修方便等因素，尽量选择非平衡式单座阀结构；如果阀门的口径过大，建议选择先导式平衡阀芯结构，尽量避免使用平衡密封环。

(1) 阶段1 RCS自然循环阶段

有递减规律的三种情况：一是区块产量有明显规律，直接拟合递减率；二是区块产量没有明显递减规律，但平均单井产量有明显递减规律的取平均单井产量递减率；三是与开发历史背景及开发方式结合，分阶段、分构成、分开发方式拟合递减规律。

锁相环在相位锁相方面的精确度建立在较高信噪比上,但锁相环并不能有效地提取出高噪声背景下的微弱信号。然而在感应式磁力仪的数据处理中,我们需要对未知频率的微弱信号进行频率锁定并进行信号恢复,因此,我们引入卡尔曼滤波进行信号处理算法研究。

该阶段，主要的系统现象为堆芯与蒸汽发生器之间的自然循环，主要热阱为蒸汽发生器。此外，由于蒸汽发生器超压，其安全阀频繁开启和关闭，二回路侧带热能力会频繁变化，导致一回路侧的温度和压力周期性变化，因此SG喷放过程也是影响本阶段RCS热工水力行为的一个重要局部现象。

  

图2　全厂断电事故下非能动核电厂RCS压力Fig.2　Pressure of RCS in passive nuclear power plant during station blackout accident

  

图3　全厂断电事故下非能动核电厂RCS平均温度Fig.3　Average temperature of RCS in passive nuclear power plant during station blackout accident

(2) 阶段2 PXS自然循环阶段

因SG低水位，触发PRHR启动，SG喷放现象逐渐停止，RCS参数随时间的变化趋于缓慢，主要存在堆芯与PRHR HX之间的自然循环现象。该阶段，随着PRHR换热能力的下降，同时可能存在稳压器(PZR)安全阀间歇性开启泄压的现象；CMT投入后，CMT注入与PRHR自然循环同时存在。

(3) 阶段3 长期冷却阶段

比例作用实际上是预扩增（或减少）效应。一旦产生错误，比例控制可以快速反映错误，从而减少错误，但不能消除稳态错误。比例控制的强度取决于比例因子太大会导致系统不稳定。积分控制的功能是只要系统中存在错误，就可以连续累积积分控制功能，因此，积分控制具有记忆功能。差动控制可以区分误差，对误差的变化趋势敏感，增加差动控制功能，加速系统响应，减少过冲，克服振荡，提高系统的稳定性。缺点是差动控制对干扰同样敏感，并且系统会抑制干扰。

2.3　AP1000系统分解

根据AP系列非能动核电厂的设计和已有的安全分析，全厂断电事故过程主要涉及一回路系统、非能动堆芯冷却系统两个系统和二回路系统的个别设备。以AP1000的系统设计为例[14]，可将上述系统进一步分解为相互作用的子系统、设备和组件，如图4和图5所示。图中同时给出几何结构及相关的物理场，因为流体的相态可通过几何结构来表征，而几何结构都可以用质量、能量、动量等守恒方程进行描述，所以可以用一系列物理场方程来分析设备或组件内发生的现象。

  

图4　一回路系统分解图Fig.4　Reactor coolant system subdivision and hierarchy process

  

图5　非能动堆芯冷却系统分解图Fig.5　Passive safety system subdivision and hierarchy process

3　全厂断电事故验收准则

3.1　核电厂应对全厂断电的设计准则和要求

在法规标准中，对核电厂全厂断电事故的描述为：核电厂内重要的和非重要的配电装置母线全部失去交流电源，即失去厂外电源同时汽机脱扣和厂内应急交流电力系统不可用，但是未失去由厂内蓄电池组通过逆变器送到母线的交流电源或替代交流电源[15]。

对于AP1000这类非能动核电厂，全厂断电即指丧失厂外交流电源，因此根据《压水堆核电厂工况分类》中基于频率的工况划分方法[16]，AP1000的全厂断电事故应属于中等频率事件，其总体安全要求为：一般不可能造成燃料元件破损或反应堆冷却剂系统超压，事故可能对环境造成的放射性影响应低于GB6249-2011中6.1的规定，对公众中任何个人造成的有效剂量每年应小于0.25mSv[17]。

综合我国核电厂全厂断电事故设计准则[15]及安全分析判据[17]，同时参考美国核管会的对核电厂全厂断电的审评要求[18]，可将非能动核电厂全厂断电的安全要求和验收准则概括总结为如下技术要求：

长期冷却阶段，PXS系统与PCCS系统联合运行，从而保证堆芯维持在过冷状态。因为该阶段涉及与PCCS系统的耦合作用，在程序验证和试验验证中一般不涉及，故本文不做分析。

(1)保持堆芯冷却；

(2)保持反应堆冷却剂压力边界完整；

(3)保持适当的安全壳完整；

(4)具备保持反应堆停闭并维持安全停堆状态的能力；

根据AP系列RCS系统的设计特点，RCS回路平均温度升高，导致RCS回路水体积膨胀，进而导致RCS回路压力升高。在RCS压力升高过程中，一回路压力由稳压器稳定，当压力超过系统设定值时，稳压器安全阀会喷放泄压，以控制RCS系统压力。当系统压力进一步增加时，稳压器会满溢，失去稳定压力的功能，此时RCS系统将面临因超压导致反应堆冷却剂压力边界完整丧失的风险。在SBO事故中，除RCS系统内水体积会膨胀外，CMT水箱及PRHR出口管线内的冷流体在升温到一回路平均温度的过程中，其水体积也会增大，这部分水体积，也需要由稳压器来吸纳，整个事故过程中，稳压器内的水体积变化情况如图6所示。因此，从SBO事故整体效应热工水力试验模拟的角度来说，各现象对RCS系统水体积的影响可作为现象重要度评估的关键指标，而直接反映RCS水体积变化的稳压器水位也应在SBO事故试验模拟中得到重点关注。

(5)具备阻止或缓解导致潜在厂外释放事故后果的能力。

3.2　非能动核电厂SBO事故现象评判指标

从整体性热工水力模拟试验的角度来看，保持反应堆停闭并维持安全停堆状态主要是对停堆深度和稳定程度提出了要求，属于反应堆物理方面的要求；对于阻止或缓解导致潜在厂外释放事故后果的能力，当一回路压力边界或安全壳能够保持完整时，该要求可自动满足。

对于AP系列非能动核电厂，其全厂断电事故瞬态过程为典型的高温高压瞬态过程，主冷却剂系统一直处于单相状态，整个事故过程中一回路压力边界未发生破口，堆芯总能够为冷却剂所淹没，若能保证一回路压力边界的完整性，则堆芯冷却可以确保；此外当一回路压力边界能够保持完整，不出现大量蒸汽不可控制地向安全壳释放的情况，根据纵深防御的策略，适当的安全壳完整也是可以保证的。综上，对于AP系列非能动核电厂，保持反应堆冷却剂压力边界完整是全厂断电事故应满足的首要安全准则。

监理是连接施工现场和企业总部的关键岗位，其工作中要严格按照相关规定执行各项任务。企业需定期对监理人员进行培训，逐步强化其职责意识，使其明确现场管理应该完成的工作内容[4]。对于施工环节的不合理现象，监理需要及时指出，并秉承着公正、客观的态度，监督施工人员进行改正。企业同时要制定监理工作标准，规范其行为，保证工作效率。

全厂断电发生后，主回路系统的主泵失电惰转，二回路主给水泵惰转，汽轮机失电主蒸汽阀关闭，主泵转速低触发反应堆停闭。由于反应堆冷却剂系统(RCS)冷却剂流量迅速下降，RCS温度和压力上升。蒸汽发生器与堆芯之间逐渐建立自然循环，堆芯衰变热以蒸汽发生器二次侧水汽化的形式带出，在很短的时间内，蒸汽发生器(SG)二次侧超压导致安全阀开启，SG喷放卸压，其水位持续下降。当SG水位低于非能动余热排出热交换器(PRHR HX)出口隔离阀开启整定值时，PRHR系统投入。根据初始状态SG内水装量的不同，PRHR投入的时间会有不同，RCS升温升压的程度也会有不同。

“促”即是“促考核”“促机制”“促建设”。肇庆海事局成功推动市政府将渡口渡船安全管理纳入安全生产责任制考核；先后推动市政府印发《肇庆市险情应急预案》《肇庆市处置船舶污染事故应急预案》《关于加强自用船安全管理的通知》等文件；推动将“智慧西江”建设作为智慧管理和服务相关的重点工程纳入到《肇庆市智慧城市建设顶层设计规划》；推动市政府将桥梁智能防撞预警系统建设纳入市2018年十大惠民实事。2018年德庆县政府出资35万元打造县级溢油应急设备库，成为广东省内河首个县级财政建设的设备库。

综上，从法规标准对全厂断电事故的安全要求出发，经过分析，可将这些要求变为五项技术要求；对于整体性热工水力试验模拟来说，在现象识别与排序过程中，这五项技术指标可进一步简化为一个判断SBO事故现象重要程度的核心指标，即：主冷却剂系统水体积。

  

图6　全厂断电事故下非能动核电厂RCS平均温度Fig.6 Average temperature of RCS in passive nuclear power plant during station blackout accident.

4　AP1000 SBO关键现象识别与排序

4.1　主冷却剂系统现象识别与排序

4.1.1　堆芯

堆芯的主要现象及过程包括：反应性反馈、停堆、衰变热功率、强迫对流、自然循环流动与换热等。其中反应性反馈主要对堆芯衰变功率产生影响，但该现象主要由中子物理机制决定，对于事故过程中存在温度变化的堆芯单相流体来说，反应性反馈效应几乎可以忽略，在RCS自然循环阶段(以下简称阶段1)和PXS自然循环阶段(以下简称阶段2)中对一回路水体积的影响程度均为低；停堆过程决定了堆芯热释放功率的大小和过程，对一回路的温度、压力有显著影响，对一回路水体积的影响程度为高，但该影响仅限于阶段1；衰变热功率直接影响了一回路的温度和压力，且一直持续到长期冷却阶段，对一回路水体积的影响程度均为高；堆芯的强迫对流过程主要是指发生在全厂断电发生后，阶段1内主泵惰转流量较高时的强迫循环流动，由于该过程的持续时间非常短，对一回路水体积的影响有限，重要程度为中；自然循环流动与换热是指堆芯-蒸汽发生器自然循环和堆芯-PRHR HX自然循环。如2.1节所述，该现象贯穿整个事故过程，决定了阶段1和阶段2内一回路的平均温度和压力，对一回路水体积的影响程度为高。

⑤施工期水生生物受干扰度。施工过程临时改变水流条件，增加河道含沙量，对水生生物造成一定影响的，应尽量减少其影响程度和影响时间，尤其是某些生物可能在特殊时期具有特殊生活条件需求的，施工时应考虑予以避让。

4.1.2　反应堆压力容器

AP系列非能动核电厂全厂断电事故中，一回路为单相液体，且事故为RCS系统的升温和冷却瞬态，不存在相变和剧烈降压，所以压力容器内的主要现象为单相冷热液体的搅混，该过程为典型的局部现象，在阶段1中，因为两台蒸汽发生器的换热能力基本一致，冷热液体的搅混不明显，对RCS水体积的影响程度为低；在阶段2中，由于PRHR系统运行会直接影响到同侧的SG，冷热液体的搅混现象明显，对RCS整体水体积的影响程度评估为中。

实施阶段就是将平面的图纸内容变为实际立体结构阶段。在此阶段，施工单位严格按照规范、设计图纸和前期所制定的方案、组织等文件有条不紊的开展具体工作，同时满足施工质量验收规范的要求。

4.1.3　蒸汽发生器

CMT的投入会导致一回路平均温度出现大幅下降，使RCS平均温度与安全壳内置换料水箱(IRWST)的温差下降，短时间内PRHR系统的换热能力会下降，但当CMT水温逐渐接近RCS温度后，PRHR HX的换热能力会逐渐恢复。该过程中，由于RCS环路平均温度的升高，RCS系统的压力会再次升高，同时稳压器水位出现峰值。

蒸汽发生器换热主要是指一二次侧的换热过程，该过程决定了蒸汽发生器带出堆芯衰变热的能力和速度，在阶段1，SG为主要热阱，该过程会显著影响RCS的平均温度和压力，重要程度为高；在阶段2内，该过程也会影响PRHR的换热过程，但因该阶段热阱变为IRWST水箱，SG不是主要热阱，所以其重要程度为中。

二次侧条件主要是指二次侧条件变化的过程，在阶段1内，SG二次侧安全阀因超压会频繁开启，其喷放的剧烈变化对RCS平均温度有较为明显的影响，但由于喷放时间较短，故其重要程度评估为中；在阶段2内，SG二次侧安全阀会逐渐停止开启，此时SG也不是主要热阱，其变化对RCS平均温度影响变小，故其重要程度评估为低。

4.1.4　稳压器

SBO事故中，稳压器的主要现象为稳压器内液位变化和安全阀的喷放过程，相应的参数为稳压器液位和波动管压降，现象识别与排序中，主要分析稳压器液位和波动管压降两个关键参数。

国家食品药品监督管理总局2014年发布的《关于已使用化妆品原料名称目录的公告》、CTFA和中国香化协会2010年版的《国际化妆品原料标准中文名称目录》都将胆甾醇和二氢胆甾醇作为化妆品原料，未见它们外用不安全的报道。

波动管压降主要指流体流经波动管时的阻力，由于SBO中阶段1和阶段2均为单相，该项对RCS水体积和稳压器水体积的影响很低，评估为低。

4.1.5　主泵

全厂断电中，主泵主要在阶段1会出现极为短暂的惰转运行，该惰转运行会影响堆芯-蒸汽发生器自然循环建立时间的长短，但由于主泵惰转运行时间极短，其对RCS回路平均温度的影响很小，重要程度评估为低。阶段2中，该现象不出现。

4.1.6　RCS系统

全厂断电中，RCS会出现升温和降温的瞬态，RPV、主管道、蒸汽发生器及其内的流体都会存在储热。储热的影响主要由瞬态过程中升温降温速率决定，SBO期间，这种温度变化速率都比较慢，故其对RCS平均温度和水体积的影响程度评估为低。

稳压器液位是试验模拟中需要重点关注的参数，尤其是事故发生时，稳压器水位的初值。阶段1中，由于两台SG的换热能力较强，RCS的平均温度变化不大，此时RCS的水体积变化不大，稳压器初值对最终稳压器吸纳RCS体积膨胀的能力影响较小；在阶段2中，由于CMT冷却剂的投入，RCS系统水体积受PRHR换热能力和CMT水体积膨胀的双重影响，其变化幅度较大，对稳压器初值的依赖较大，当初值较高时，会出现稳压器满溢，影响RCS完整性，因此评估为高。

4.2　现象识别与排序

4.2.1　堆芯补水箱

堆芯补水箱的主要现象或过程有：再循环注入，平衡管压降和平衡管初始温度分布，这三个主要现象都在阶段2出现。

再循环注入是指CMT以水循环模式向DVI母管注水，并向堆芯注入含硼冷水的过程。该过程中，CMT内的含硼冷水逐渐升温，其水体积发生膨胀，导致RCS系统水体积增加，使得稳压器水位升高，其影响程度评估为高。

平衡管压降和平衡管初始温度分布对再循环注入过程有着显著影响，平衡管压降决定了再循环注入的阻力，平衡管初始温度分布决定了再循环注入的驱动压头，二者共同确定了再循环注入的流量，并通过循环流量的大小影响CMT内冷水升温体积膨胀的速率，因此，这两个现象的重要程度评估为高。

4.2.2　非能动余热排出换热器

PRHR换热器的主要现象为PRHR内的流动换热过程。该现象在阶段2出现，此时堆芯衰变热排出的热阱主要为IRWST水箱内的冷水。对AP1000全厂断电事故下稳压器满溢的研究表明，AP1000 PRHR的换热能力对预防稳压器的满溢具有显著作用[19]。从机理上看，PRHR内的流动换热过程会直接影响一回路的平均温度和压力，进而影响倒一回路水体积，因此该现象重要度评估为高。

4.2.3　安全壳内置换料水箱

IRWST水箱内的现象包含单相热分层和自然对流，饱和池式沸腾等，其影响安全的主要因素为IRWST水箱初始温度和水位。在第2阶段，IRWST水箱是作为PXS系统的热阱，其初始温度直接决定了PRHR HX与堆芯的换热温差，对PRHR自然循环的流量和RCS环路的平均温度具有影响，刘展等人的计算亦表明其重要性[19]，因此该现象重要度为中。IRWST水位对IRWST热阱的总换热能力存在影响。目前，还缺乏对IRWST水位的敏感性研究，现象重要度评估为中。

4.2.4　安注箱和自动泄压系统

事故过程中，安注箱(ACC)和自动泄压系统(ADS)两个设备并未投运，没有相应的事故现象。

被试将自我概念词和消极属性词联结的时间与被试将自我概念词和积极属性词联结的时间之差,作为被试存在内隐自杀意念的自我反应时指标，记为D1，当D1<0，则被试存在自杀意念；被试将他人概念词和消极属性词联结的时间与被试将他人概念词和积极属性词联结的时间之差,作为被试存在内隐自杀意念的他人反应时指标，记为D2，当D2>0，则被试存在自杀意念.

4.3　AP1000核电厂全厂断电事故现象识别与排序

将上述讨论分析内容进行汇总，得到AP系列非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序的结果，见表1。

 

表1　非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表

 

Table 1　Phenomena identification and ranking table for passive nuclear power plant station blackout accident

  

设备现象或参数主回路自然循环阶段PRHR自然循环阶段反应堆压力容器搅混LM堆芯反应性反馈LL停堆HN/A衰变热HH强迫对流MN/A自然循环流动与换热HH主泵主泵惰转性能LN/A稳压器稳压器液位LH波动管压降LL安全阀喷放N/AM蒸汽发生器蒸汽发生器换热HM二次侧条件MLRCS系统RCS储热LLCMT再循环注入N/AH平衡管压降N/AH平衡管初始温度分布N/AHPRHRPRHR流动换热N/AHIRWSTIRWST初始温度N/AM水位N/AM

注：H 高； M 中；L 低；N/A 无该现象；— 不适用

5　结论

本文以AP1000为例，分析了非能动核电厂SBO事故的特征和阶段，梳理了SBO事故相关的安全要求及准则，对非能动核电厂SBO事故下的热工水力现象进行了识别和排序，得到如下结论。

(1)根据事故期间自然循环过程及热阱的不同，可将非能动核电厂全厂断电事故过程分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段。

(2)从整体性热工水力台架模拟的角度出发，根据现有SBO事故安全要求和准则，可将主冷却剂系统的水体积，尤其是稳压器内的水体积作为事故现象重要程度的评估指标。

难道我的命真是不该绝？这只平时和我有着成见的癞皮狗我把它当作救命稻草，向它极力地示意着：来，你过来，你来拉兄弟一把，我只需要你过来拉一把就行了。但我发不出声来。狗有时候是能听懂人话的，但先决条件你必须是它的主人，你如果不是那就别怪它不客气，别说它不懂你的那些什么人话，不上去咬你几口人肉才怪呢。所以我还是想发出些声音以示礼貌，想讨好地叫它一声兄弟。

(3)基于评估指标，分析RCS系统和PXS系统内热工水力现象对评估指标的影响程度，可得到非能动全厂断电事故现象识别与排序表。

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