状态导向与事件导向相结合的二回路管道破裂事故处理规程开发

华龙一号”采用征兆导向应急运行规程（SEOP）进行事故处理。本文对SEOP中二回路管道破裂事故相关规程进行研究，包括规程开发和支持性验证。在规程的开发过程中，构建了合理的规程框架以及不同事故采用的处理规程，并结合“华龙一号”的设计特征，确定了主要恢复策略以及相关的重要定值。在支持性验证过程中，选取典型二回路管道破裂事故进行论证，结果表明，对所选的工况，SEOP提供的缓解策略能够及时有效地将核电厂引导至预期的安全可控状态。此外，通过对不同类型事故规程进行比较，证明了SEOP在涵盖的事故范围和恢复操作的时效性方面的优势。通过本文的研究，为“华龙一号”二回路管道破裂事故处理规程的开发和验证建立了合理的方法。      

法国安全分析程序的转机开发与应用

在秦山核电二期工程的设计过程中,从法国引进了全套的安全分析程序,包括LOCA分析程序包、水力载荷分析程序包、安全壳瞬态分析程序及其它安全分析程序.本文就引进程序的转机开发进行了介绍,包括程序的修改、验证及应用研究.这些程序已全部用于秦山二期的设计之中,其设计结果已通过了国家核安全局的审评.应用结果表明,这些程序也可用于我国新核电站的设计中.     

华龙一号二次侧非能动余热排出系统功能论证

为提升华龙一号安全水平,响应最新法规要求,幵充分吸收福岛核事故经验反馈,华龙一号设计了蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统(PRS),用于应对和缓解全厂断电叠加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,实现事故后堆芯余热的长期有效导出。本文通过理论分析全厂断电叠加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,确认了设计方案的有效性。     

“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究

“华龙一号”是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了“华龙一号”的产生历程，系统论述了“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计特点，包括“华龙一号”研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及“华龙一号”持续开展的设计改进与优化等内容，通过采用新的设计理念和设计技术，全面提高了“华龙一号”作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。      

秦山核电二期工程长期质能释放计算

对大破口失水事故(LOCA)下的质能释放计算程序MEDUSE、PERSEE、REFLET,以及主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放计算程序THEMIS作了介绍,并对程序模型进行简要说明.对秦山核电二期工程的大破口失水事故和主蒸汽管道断裂事故工况下的质能释放进行计算分析.计算结果表明对质能释放而言,主蒸汽管道断裂事故工况最恶劣.     

固有安全一体化UZrH_x动力堆INSURE－100初步研究

铀氢锆（ＵＺｒＨｘ）堆芯具有很大的瞬发负反应性温度系数。本文所介绍的１００ＭＷ铀氢锆小型动力堆ＩＮＳＵＲＥ—１００正体现了该种燃料堆芯的这一独特优点。在系统布置上采用一体化方案，余热排出采取非能动的自然循环方式。这种固有安全动力堆有很好的前景，是一种理想的热电联供堆。目前，我国已掌握了铀氢锆元件的制造技术，并在铀氢锆（ＵＺｒＨｘ）脉冲堆上得到实际应用。     

华龙一号反应堆事故后不干预时间研究及设计

介绍了美国用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)中对于事故后操纵员不干预时间的相关要求,对三代核电设计和安全分析中操纵员不干预时间的相关概念迚行深入讨论。在此基础上,确定了华龙一号反应堆关于操纵员不干预时间的设计原则,并说明华龙一号反应堆为满足不干预时间设计目标所考虑的设计方案。     

状态导向与事件导向相结合的二回路管道破裂事故处理规程开发#br# #br#

HPR1000 adopts the symptom based emergency operating procedures (SEOP) to deal with accidents. In this paper, the related procedures for secondary pipe break accidents in SEOP are studied, including the development of procedures and supporting verification. In the development process of the procedures, a reasonable framework of procedures is constructed, and the operation procedures for different accidents are summarized. Based on the design characteristics of HPR1000, the main recovery strategies and relevant important setpoints are determined. In the supporting verification process, the typical secondary pipe break accidents are selected for analysis. The results show that the mitigation strategy provided by SEOP can effectively guide the nuclear power plant to the required safe and controllable state in time. In addition, by comparing different types of accident procedures, the advantages of SEOP in the coverage of accidents and the timeliness of recovery operation are proved. Through the research of this paper, a reasonable method is established for the development and verification of the operation procedure for HPR1000 secondary pipe break accidents.     

非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验

非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验研究是先进压水堆关键技术研究项目.本试验利用德国Karlsruhe研究中心的PASCO试验装置,并对其进行改造,主要研究事故工况下非能动安全壳环形空腔内传热传质机理,包括于平板传热试验、加热平板蒸发传热试验、辐射传热试验,从而获得不同温度、环腔尺寸、表面黑度、喷淋流量对流动及传热的影响,验证相关模型及为设计提供参考.     

“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计

本文概述了中国核动力研究设计院(以下简称"核动力院")进行"华龙一号"反应堆及一回路系统自主创新的历程,介绍了主要研发内容和设计方案,包括堆芯设计、一回路系统设计、主设备设计、事故预防和缓解措施、安全分析等,展示了"华龙一号"作为三代核电技术的安全性、经济性和先进性。