“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

为了弥补事故导向应急事故规程（EOP）和状态导向应急事故规程（SOP）的缺陷，“华龙一号”核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析（PSA），通过大量的运行分析支持性计算，形成全新的征兆导向应急事故规程（SEOP）。以主蒸汽管道破裂事故为例，进行了SEOP引导下的典型事故应用研究及其与EOP和SOP的对比。结果表明，SEOP具有迅速直接处理事故以及较强的叠加事故应对能力，事故判断和缓解措施有效、可靠，能够合理调用能动加非能动安全系统应对事故，充分发挥了“华龙一号”安全系统设计优势，进一步提升了“华龙一号”的安全水平。SEOP开发过程所形成的思路、方法、技术体系，可用于同类核电厂的事故应急规程开发，并可为现役核电厂规程的改进提供借鉴。      

“华龙一号”征兆导向法事故处理导则定值设置研究

“华龙一号”（HPR1000）机组应用征兆导向法事故规程（SEOP），在设计上，也采用更先进的征兆导向法事故处理导则。事故导则定值在导则中用于执行事故的诊断，根据定值的设置可以通过手动操作缓解事故后果，并通过定值确认电厂处于安全停堆工况。定值的正确设置是事故处理导则设计的重要内容，保障事故处理策略缓解事故工况的效果。本文针对“华龙一号”征兆导向法事故导则，以裂变功率产生/ATWS响应导则为例，详细介绍了该导则定值的分析过程，包括导则策略分析和导则名义值的确定、安全壳不利工况临界值的确定、导则关键定值的判定、仪表误差考虑的因素以及安全壳不利工况仪表误差对导则的影响分析。本文提出一套完整的确定征兆导向法事故处理导则定值的方法。     

华龙一号核电机组中压安注泵关闭扬程降低的PSA分析及设计优化

通过概率安全分析（PSA）发现，在华龙一号核电机组设计过程中，中压安注泵关闭扬程的降低虽然有利于满足蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的验收准则，但造成丧失直流电事故的堆芯损坏频率（CDF）上升。对此针对性地提出了在事故处理规程中增加快速卸压阀用于充-排的优化方案。将该方案应用于华龙一号核电机组，PSA结果表明，丧失直流电事故的CDF由2.4×10-8 （堆? 年）-1下降至2.2×10-9 （堆?年）-1。因此，本文提出的优化方案有效降低了机组风险。      

“华龙一号”SGTR事故最大蒸汽排放量计算分析的独立验证

采用合理的方法和假设对"华龙一号"蒸汽发生器传热管破裂事故时最大蒸汽排放量进行计算分析,并将最大蒸汽排放量独立验证计算结果与初步安全分析的计算结果进行了对比分析,二者的相对误差为2%,计算结果基本一致。结果表明蒸汽发生器传热管破裂事故最大蒸汽排放量的安全分析计算结果是合理的,用于蒸汽发生器传热管破裂事故放射性分析是可行的。     

核电站主给水管道破裂事故的运行研究

较为全面研究安全壳内主给水管道破裂事故,特别是在小破口事故。采用分析的方法,从介绍主给水管道破裂事故的定义开始,进而总结导致主给水管道破裂事故的原因。详细分析了给水管道在安全壳内出现小破口事故的演变过程,机组的主要风险或后果,提出了运行人员对其进行诊断的方法和针对不同泄漏程度的处理策略。     

"华龙一号"SGTR事故源项分析方法研究

在充分借鉴已有的工程实践和安全审评经验、参考核电发达国家成熟的分析方法和最新研究成果,并考虑"华龙一号"核电厂实际设计特点及事故应对策略的基础上,提出一套基于事故并发碘尖峰模型的蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析方法,并采用该方法分析了"华龙一号"核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故源项。分析结果表明,采用该方法计算得到的事故源项,其放射性后果满足GB 6249(2011)规定的事故放射性后果接受准则。该方法与国标对三类事故放射性后果接受准则是相配套的,并避免了蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析采用与其他事故源项分析均不同的重要输入参数。该方法可用于"华龙一号"其他三类事故源项分析,同时为国内设计基准事故源项分析相关导则、法规的实施提供参考。     

16 CEFR二回路水锤分析

CEFR以液态钠作为一、二回路冷却剂。二回路蒸汽发生器泄漏发生钠水反应会在二回路系统中引起水锤，水锤事故可以引起管道的甩摆，拉断管道支撑，使管道破裂，甚至直接造成核电厂事故停堆。因此，水锤是CEFR设计和安全分析中的一个重要问题。     

基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故。为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破口(MSLB)叠加100根蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,并应用了最新的SOP规程中的操纵员动作以缓解事故后果,分析了事故发生后一回路压力、蒸汽发生器压力、堆芯出口温度以及一次侧至二次侧破口流量的变化。分析结果表明了在核电厂自动动作和操纵员有效及时干预下,在一定情况下可以避免进入严重事故中,最终可以处于安全可控状态。     

CEFR二回路水锤分析

CEFR以液态钠作为一、二回路冷却剂。二回路蒸汽发生器泄漏发生钠水反应会在二回路系统中引起水锤,水锤事故可以引起管道的甩摆,拉断管道支撑,使管道破裂,甚至直接造成核电厂事故停堆。因此,水锤是CEFR设计和安全分析中的一个重要问题。本工作在清华大学按照CEFR一、二回路系统初步设计参数编制的水锤分析程序的基础上,采用CEFR二回路冷却系统施工设计参数重新进行分析计算。CEFR二回路水锤分析@唐龙 @王彬     

主蒸汽管道破裂事故的安全评价

在进行核电站反应堆的换料设计时，需要对主蒸汽管道破裂事故作出评价分析，采用的方法是关键参数检验。本文以大亚湾核电站二号堆第二循环堆芯为例，给出了主蒸汽管道破裂事故安全评价所采用的关键参数检验方法及其计算结果与分析。     

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.     

“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

In order to compensate for the defects of event-oriented emergency procedure (EOP) and state-oriented emergency procedure (SOP), HPR1000 nuclear power technology takes the advantages of the two operation procedures. Considering probabilistic safety analysis (PSA), a new symptom based emergency operating procedures (SEOP) through a large number of operation analysis supporting calculations is established. As an example, the operator actions during steam line break accident guided by SEOP is studied and compared with EOP and SOP. The results show that SEOP can deal with the accident rapidly and directly and can defend multi-accidents. The accident identification and mitigation measures are reasonable and effective. It can make full use of HPR1000 active and passive safety systems to deal with accidents, give full play to the design advantages of the safety system, and enhance the safety level of HPR1000. The principle, methodology and technique of the development can be used in the procedure development for the similar plant and can be used as a reference to improve the procedures for nuclear power plants in service.     

HPR1000非能动堆腔注水冷却系统事故缓解能力评估

华龙一号（HPR1000）设计了堆腔注水冷却系统（CIS）以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留（IVR），该系统分为能动与非能动两列子系统，其中非能动CIS应对的是全厂断电（SBO）始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证，使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算，并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度，进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明，非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列，实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。     

华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用

核电厂严重事故放射性源项分析是核安全领域关注的焦点问题,而源项分析具有很大的不确定性。本文基于最佳估算加不确定性（BEPU）分析方法,采用严重事故一体化分析程序建立华龙一号严重事故分析模型,首次从整个事故进程角度出发,开发出适用于华龙一号严重事故源项不确定性分析的流程,并采用该方法对安全壳旁通释放类进行源项不确定性分析。本文研究内容丰富了华龙一号严重事故源项分析的工作,也为华龙一号三级概率安全分析（PSA）技术的发展奠定了基础。      

“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。      

基于JMCT秦山核电厂一期反应堆屏蔽计算与分析

秦山核电厂一期的运行时间已超过三十年,该反应堆为我国核反应堆建造、运行、延寿乃至退役,提供了丰富的实测数据,为我国新一代反应堆核电厂—华龙一号的设计、建造、运行、维护提供了宝贵的参考数据。本文利用秦山核电厂一期反应堆压力容器的母材段、焊缝段及主管道测试数据,对自主研制的三维中子-光子-电子输运蒙特卡罗软件（JMCT）进行实验验证,模拟结果显示,JMCT软件屏蔽计算具有很高的模拟置信度,计算分辨率超越商业软件1~2个量级。      

漳州核电厂严重事故场外后果评价准则探讨

为了对“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的”这一基本目标进行量化评价,本文从简化事故后场外应急的角度,提出了严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的设计目标。结合漳州核电厂的厂址条件,推导出了一套用于漳州核电厂的严重事故后放射性后果评价准则。通过对“华龙一号”典型严重事故过程及放射性释放过程进行分析,结果表明,漳州核电厂“华龙一号”堆型满足本文提出的放射性后果评价准则,能够实现在严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的目标。      

非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价

非能动安全壳热量导出系统（PCS）是华龙一号（HPR1000）设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程，分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性，并从概率安全分析指引的角度，分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明：PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果，可有效提升HPR1000的安全性。     

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号（HPR 1000）海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。