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摘要
华龙一号(HPR1000)是我国自主研发的第3代核电技术，具有能动和非能动相结合、安注系统改进等设计特征。为分析上述华龙一号设计特征对大破口失水事故(LBLOCA)热工水力现象的影响，本研究基于TRACE程序，从核安全审评的角度对华龙一号大破口事故进程及其关键现象开展分析，对华龙一号、CPR1000和AP1000等机型在大破口失水事故进程和应对策略方面的差异进行了对比，并对事故不同阶段的主要热工水力现象和关键影响因素进行了分析和说明。结果表明，华龙一号核电厂LBLOCA中，事故进程的主要影响因素为破口喷放流量和安注箱背压，其事故序列与已有压水堆核电厂基本一致，基于计算结果识别的关键现象可为审评相关的现象识别与排序、模化分析、安全审评等提供技术支持和参考。
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