摘要：承压热冲击现象在核电厂延寿评估中应被重点关注。本文针对恰希玛核电厂1号机组的压力容器及堆内构件建立了完整的CFD模型,计算了正常工况下压力容器内冷却剂的速度场和温度场分布,计算结果与试验结果符合良好。本文详细研究了蒸汽发生器传热管破裂事故工况下压力容器接管及下降段中冷却剂的热工水力特性,并将计算结果与RELAP5计算结果进行对比,结果表明二者符合良好。本文研究可为反应堆压力容器老化管理评估的计算分析工作提供重要参考。

摘要：介绍了恰希玛核电厂的安全性、可靠性和特殊性 ,以及应用的法规。

摘要：本文阐述了恰希玛核电厂设计的基本安全思想和具体设计原则，从总体实践经验的角度，介绍了如何在“安全文化”“质量文化”所建立的框架内实施管理，对以秦山－恰希玛为代表的我国三十万千瓦级压水堆核电机组的安全前景和经济前景作了评价和展望。

摘要：核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事故序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%。

摘要：在确保反应堆安全的基础上 ,尽量扩大电厂的运行区域是反应堆停堆保护系统设计以及整定值确定的原则。本文通过对电网运行要求的分析 ,得到了恰希玛核电厂主泵低转速和一回路低流量停堆整定值 。

摘要：近日，“国家核电”所属成员企业上海核工程研究设计院负责人与巴基斯坦恰希玛核电厂总经理***先生共同签订了《巴基斯坦恰希玛核电厂一号机组2009年度技术支持与服务合同》。该合同的签署，为中巴双方核电企业在核电厂技术支持和服务方面进一步加强交流合作奠定了良好的基础，这是中国核电企业积极实施“走出去”战略取得的又一项重要成果。

摘要：2009年4月28日，上海核工程研究设计院（国家核电技术公司所属成员企业）与中国中原对外工程有限公司（隶属中核集团）在上海签署我国出口巴基斯坦的恰希玛核电厂三号、四号机组（C3，C4）工程设计与技术服务总承包合同。