Configuration and Validation Plan of the Safety System for AHPR1000 Reactor
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摘要: 随着自主三代压水堆核电机型华龙一号（HPR1000）在国内外批量化建造，为了进一步提升HPR1000的安全性、经济性、先进性、运行可靠性、环境友好性和智能化水平，中国核工业集团有限公司于2019年开始启动HPR1000后续机型（AHPR1000）的研发，其中安全系统/设施的设计创新是研发核心内容。AHPR1000机型安全系统/设施主要用于在事故工况下保证反应堆的安全和控制/缓解放射性物质的释放。本文针对AHPR1000机型安全系统配置，提出“非能动+能动”的设计理念，从顶层安全理念及设计原则出发，重点对安全功能、安全配置、事故应对策略、试验验证等方面进行了介绍。
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关键词:
- 华龙一号后续机型（AHPR1000） /
- 安全系统 /
- 非能动 /
- 安全功能
Abstract: With the batch construction of the independently developed third-generation pressurized water reactor nuclear power plant HPR1000 at home and abroad, China National Nuclear Corporation (CNNC) initiated the development of its follow-up reactor (AHPR1000) in 2019 to further enhance the safety, economy, advancement, operational reliability, environmental friendliness, and intelligence level of HPR1000. The design innovation of safety systems and facilities is a core part of this development. The safety systems and facilities of the AHPR1000 reactor are mainly used to ensure reactor safety and control/contain radioactive material releases under accident conditions. This paper proposes a design concept combining "passive and active" systems for the safety system configuration of AHPR1000. Starting from the top-level safety philosophy and design principles, it focuses on introducing the safety functions, safety configuration, accident response strategies, and experimental validation.-
Key words:
- AHPR1000 /
- Safety system /
- Passive /
- Safety function
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表 1 设计基准工况应对策略
Table 1. DBA Condition Mitigation Strategies
安全功能 反应堆状态 事故场景 应对策略 控制反应性（堆芯硼化） 正常运行 RCV Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ类工况 非LOCA事故 HPMT LOCA事故 HPMT、ACC、ORWST、RPPS 维持（或恢复）堆芯水装量 正常运行 RCV Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ类工况 非LOCA事故 HPMT LOCA事故 HPMT、ACC、ORWST、RPPS 导出堆芯余热 正常运行 功率运行 SG 正常停堆 RHI Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ类工况 非LOCA事故 PRS 小破口LOCA事故 PRS、HPMT、ACC、RPPS、ORWST、RHI 大破口LOCA事故 HPMT、ACC、ORWST、RHI 维持安全壳完整性 Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ类工况 LOCA事故 PCS、RHI SLB事故 PCS、RHI Ⅱ类工况—预计运行事件；Ⅲ类工况—稀有事件；Ⅳ类工况—极限事故。 
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图(2) / 表(1)
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