本發明屬于核電站安全評估技術領域,具體涉及一種華龍一號堆腔注水冷卻系統有效性獨立評估的方法。該方法對核電機組堆腔注水冷卻系統有效性評價結果進行獨立評估,具體包括以下步驟:環節1:CIS系統有效性獨立評估數據收集;環節2:確定代表性嚴重事故序列;環節3:建立CIS系統有效性獨立評估計算分析模型;環節4:嚴重事故序列計算分析;環節5:判定是否滿足壓力容器熱工失效準則;環節6:CIS系統有效性獨立評估。通過計算分析得到的壓力容器下封頭外壁面熱流密度與CHF實驗結果比對分析,成功驗證了該系統在嚴重事故下保證壓力容器下封頭完整性設計功能的有效性,解決了對華龍一號堆腔注水冷卻系統有效性評價結果進行獨立評估的問題。
聲明:
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