王 建，陈 杰，汤晨瑾，张功庆，谢成龙

（1.福建福清核电有限公司，福建 福清 350318；2.中国核电工程有限公司，北京 100840；3.中核武汉核电运行技术股份有限公司，武汉 430223）

0 引言

华龙一号是中国首个具有完整自主知识产权的三代核电堆型[2]，在能动安全的基础上，华龙一号还采取了非能动安全措施，多样化的安全系统设计进一步提高了机组的可靠性，使其能在发生超设计基准事故、严重事故时保障反应堆的安全，避免放射性物质向环境的大量释放。

开展机组事故安全分析对于华龙一号机组的设计验证具有重要意义，热停堆工况下主蒸汽管线破口事故是压水堆核电厂的设计基准事故。事故发生后，蒸汽管线破口引起的蒸汽排放，最初将导致蒸汽流量增加，而后在事故期间由于蒸汽压力下降，蒸汽流量减小。在这个过程中，反应堆冷却剂系统由于二回路的冷却，温度和压力都下降。在存在负的慢化剂温度系数的情况下，温度降低导致正反应性引入。如果假定在紧急停堆之后，具有最高负反应性的一组控制棒组件卡在完全抽出的位置，则增加了堆芯临界并返回功率运行的风险[3]，容易造成堆芯燃料包壳因过热而烧毁。

本文利用华龙一号机组数据，对典型热停堆工况下主蒸汽管道破口事故进行模拟仿真，分析事故发生后华龙一号机组关键参数的演变过程，验证主要反应堆保护动作及专设安全设施动作响应正确性。

1 仿真方法

1.1 仿真建模

华……