摘要：在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行核电厂反应堆一次系统冷管段小破口失水事故（ＳＢＬＯ－ＣＡ）模拟实验，破口方向为冷管段底部，破口面积为１％（ＮＳＢ－７工况）。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２分析程序的计算结果相比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。

摘要：通过分析核电厂小破口失水事故(SBLOCA)处理过程中运行人员的行为可靠性,对主控室设计的人因工程特性作了分析评价。同时还根据分析结果提出了进一步提高运行人员行为可靠性的建议。

摘要：核电厂在小破口失水事故（SBLOCA）期间的行为受到许多参数影响，堆芯旁通流量就是其中之一。本文基于秦山核电厂的数据，用Relap5／Mod3程序模拟了不同堆芯旁通流量值的几个工况。计算结果表明堆芯旁通流量越小，环路水封扫除前堆芯水位下降得越低。燃料包壳峰值温度越高，环路水封扫除的时间越早。本文对计算结果作了分析，并根据简单的数学模型，从原理上对一些基本现象给出了解释。

摘要：小破口失水事故(loss of coolant accident, LOCA)下反应堆一回路系统中的流体会发生显著的状态变化,同时伴随两相流的产生,冷却剂系统迅速降压而产生压力波。压力波在主管道和设备间以声速传播,此时堆内部件、设备以及接管承受较大的附加水力载荷,从而引起设备和管道的失稳震动。文章基于特征线方法进行数值求解,考虑水力载荷的影响,开发了实现水力学和力学耦合计算的压力波分析程序PREWAVE。接着对SEMISCALE实验进行LOCA事故模拟,降压过程的模拟与实验值符合良好。最后将程序用于典型压水堆LOCA事故下的瞬态计算分析,结果表明PREWAVE对堆内构件载荷趋势预测良好。

摘要：为提高对核电站主管道破裂识别的及时性和准确性,提出一种分层多维故障识别方法,建立主管道的预警系统,在事故初期对小破口主管道破裂进行故障定位和故障程度评估,提高核电站的运行安全。根据核电的机理模型、测试和专家经验等综合确定故障集合、征兆集合和各识别规则,在核电模型中人为引入不同故障位置和不同故障程度的小破口主管道破裂,并利用该预警系统进行识别。结果表明,可在事故初期对微小程度的主管道破裂进行准确的故障定位和故障程度评估,为核电站操作人员提供更完整的多维故障识别结果,从而验证了主管道预警系统的有效性和可行性。