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福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一故障准则分析识别出“华龙一号”应急给水系统在事故缓解中最恶劣的运行工况,并通过FLOWMASTER热工水力软件对该系统方案的设计和运行工况进行了数值验证,对系统关键参数进行了敏感性分析。分析结论表明:“华龙一号”的应急给水系统方案满足三代核电机组的安全要求;限流孔板孔径和给水流量呈线性变化