本发明属于核电站安全评估技术领域，具体涉及一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法。该方法对核电机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估，具体包括以下步骤：环节1：CIS系统有效性独立评估数据收集；环节2：确定代表性严重事故序列；环节3：建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型；环节4：严重事故序列计算分析；环节5：判定是否满足压力容器热工失效准则；环节6：CIS系统有效性独立评估。通过计算分析得到的压力容器下封头外壁面热流密度与CHF实验结果比对分析，成功验证了该系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能的有效性，解决了对华龙一号堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估的问题。
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来源：北方有色网
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