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法国布热核电站2-5机组初步安全分析报告 附录 文字部分2025|PDF|Epub|mobi|kindle电子书版本百度云盘下载
- 水利电力部核电局 著
- 出版社： 水利电力部核电局
- ISBN：
- 出版时间：1979
- 标注页数：148页
- 文件大小：17MB
- 文件页数：156页
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图书目录
表11.3.6.4.T1输送中的质量和能量平衡（见图11.3.6.4.T1
附录一 （第二卷第十章 附录）1
10.1核设计1
10.1.1设计依据1
10.1.1.1燃料燃耗1
目录1
10.1.1.2负反应性反馈（反应性系数）2
10.1.1.3功率分布2
10.1.1.4最大的可控的反应性引入速率3
10.1.1.5停堆深度3
10.1.1.6稳定性4
10.1.1.7快速停堆失败后预想的过渡过程5
10.1.2描述5
10.1.2.1核设计的描述5
10.1.2.2功率分布6
10.1.2.3反应性系数14
10.1.2.4控制要求16
10.1.2.5控制18
10.1.2.6控制棒布置图案和反应性当量20
10.1.2.7燃料组件的临界性21
10.1.2.8稳定性21
10.1.2.9压力壳辐照24
10.1.3分析方法24
10.1.3.1燃料温度（多普勒）的计算25
10.1.3.2宏观组常数25
10.1.3.3空间少组扩散计算26
10.1.4参考文献27
表10.1.1反应堆堆芯描述29
附录一表自录29
表10.1.2核设计参数31
表10.1.4轴向稳定性指标—压水堆堆芯高365cm32
表10.1.5满功率时各处典型的中子通量水平32
表10.1.3对棒束控制组件反应性的要求32
表10.1.8Saxton堆芯Ⅱ的同位素成分—棒MY，轴向区633
表10.1.7基准的临界实验33
表10.1.6多普勒反应性损失的测量值和计算值的比较33
表10.1.11慢化剂系数的测量值与计算值的比较—寿期初，热零功率34
表10.1.10棒当量的测量值与计算值的比较34
表10.1.9临界硼浓度—寿期初，热零功率34
10.2热工和水力学设计35
10.2.1设计基础35
10.2.1.1偏离泡核沸腾的设计基础35
10.2.1.2燃料温度设计基础35
10.2.1.3堆芯流量设计基础36
10.2.1.4水力动力学稳定性设计基础36
10.2.1.5其他考虑36
10.2.2描述36
10.2.2.1摘要比较36
10.2.2.2燃料和包壳温度（包括密实化作用）37
10.2.2.2.2UO2燃料棒内径向功率分布38
10.2.2.2.1UO2的导热性38
10.2.2.2.6峰值因子的处理39
10.2.2.2.5燃料包壳温度39
10.2.2.2.4表面传热系数39
10.2.2.2.3间隙热传导率39
10.2.2.3.1DNB技术40
10.2.2.3临界热通量比或烧毁比和混合技术40
10.2.2.3.2烧毁比（DNBR）的定义43
10.2.2.3.4热管因字45
10.2.2.3.3混合技术45
10.2.2.4通量倾斜的研究46
10.2.2.5气泡含量的分布47
10.2.2.6活性区冷却剂流量分布47
10.2.2.7堆芯压降和水力负荷47
10.2.2.7.1堆芯压降47
10.2.2.7.2水力负荷47
10.2.2.8关系式和物理数据48
10.2.2.8.1表面传热系数48
10.2.2.8.2堆芯和压力壳和的总压降48
10.2.2.8.3气泡含量的公式49
10.2.2.10.1燃料和包壳温度的误差49
10.2.2.10估算误差49
10.2.2.9运行变工况的热效应49
10.2.2.10.2压降的误差50
10.2.2.10.6流量中的误差50
10.2.2.10.5DNBR计算中的误差50
10.2.2.10.4DNB关系式的误差50
10.2.2.10.3由于入口流量的不均匀分布引起的误差50
10.2.3.1.1堆芯压降和热力设计中考虑的流道51
10.2.3.1堆芯水力学51
10.2.3计算51
10.2.2.11设备配置资料51
10.2.2.10.8混合系数的误差51
10.2.2.10.7水力负荷的误差51
10.2.3.2功率分布的影响52
10.2.3.1.2入口流量分配52
10.2.3.1.3摩擦系数的经验公式52
10.2.3.2.1核焓升热管因字F△HN53
10.2.3.2.2轴向热通量分布53
10.2.3.3堆芯的热响应特性53
10.2.3.4分析方法54
10.2.3.4.1堆芯分析54
10.2.3.5水力学和流体动力偶合的不稳定性57
10.2.3.4.2燃料温度57
10.2.3.4.3水力学的不稳定性57
10.2.3.7在过渡过程中的潜在损伤温度效应58
10.2.3.6对温度过渡过程影响的分析58
10.2.3.8燃料元件烧毁过程中的能量释放59
10.2.3.10由于冷却剂流道阻塞对燃料棒性能的影响59
10.2.3.9能量释放或水浸透的燃料元件破裂59
10.2.4.3部件和燃料的检查60
10.2.4试验和检验60
10.2.4.1在首次临界前的试验60
10.2.4.2初始功率和电站运行60
10.2.5仪表的应用60
10.2.5.1堆芯内部仪表60
10.2.5.2△T超温和超功率仪表61
10.2.5.3限制最大功率输出的仪表61
10.2.6参考文献62
表10.2.1反应堆设计比较表68
表10.2.2三个冷却剂回路中有一个回路停止运行的热工水力学设计参数69
表10.2.3在反应堆正常情况下具有设计热管因字的汽泡含量69
表10.2.4典型的西屋公司两回路和三回路反应堆预测数据THINC—IV和THINC—I的比较70
表10.2.5实验数据与HYDNA数据的比较70
11.3.2.1分类71
附录二 （第二卷第十一章 及第三卷第四章 附录）71
11.3.2事故分析：一般考虑71
11.3.2.2正常运行与变工况运行72
11.3.2.3控制系统的最佳化72
11.3.2.4事故分析中所假设的初始功率条件73
11.3.2.5事故分析中所假设的停堆点与停堆的时间延迟73
11.3.2.6仪表偏差和中子通量功率范围的热工测量的误差73
11.3.2.7控制棒束组件的插入特性73
11.3.2.8反应性系数74
11.3.2.9剩余衰变热74
11.3.2.10所用的计算程序75
附录二表目录78
表11.3.2.2事故分析中所段设的停堆点与停堆延迟时间78
表11.3.2.1核蒸汽供应系统的额定功率78
参考文献78
表11.3.2.3考虑了仪器本身的误差，根据正常设定值，最大超功率停堆点的确定79
表11.3.2.4一览表80
11.3.3.1棒束控制组件群不可控地从次临界状态抽出82
11.3.3情况Ⅱ—中等频率的事故82
11.3.3.2棒束控制组件群不可控地从功率状态抽出84
11.3.3.3棒束控制组件的误插86
11.3.3.4硼稀释的失控88
11.3.3.5反应堆强迫循环冷却剂流量的部分损失90
11.3.3.6暂停的反应堆冷却回路的起动91
11.3.3.7失去外电负荷和（或）汽机停闭92
11.3.3.8正常给水中断94
11.3.3.10由于给水系统误动作而过多地带走热量96
11.3.3.9电站辅助设备厂外供电的中断（电站失电）96
11.3.3.11过量负荷增加的事故97
11.3.3.12反应堆冷却系统的失压事故98
11.3.3.13主蒸汽系统的失压事故99
11.3.3.14在功率运行时安全注入系统的误动作100
表11.3.3.1对情况Ⅱ事件中事件的时间顺序102
表11.3.3.2控制棒组件误插和下落棒束控制组件情况中，最小计算的烧毁比值106
11.3.4情况Ⅲ—稀少事故106
11.3.4.1由于管道的小破裂所引起的失水事故或管道的大破裂引起的失水事故而起动紧急堆芯冷却系统106
附件11.3.4.1/A.1—SLAP程序的描述110
参考文献（11.3.4.1章）110
11.3.4.2较小的二回路系统管道的破裂110
11.3.4.3一个燃料组件不留意地装入不适当的位置111
11.3.4.4完全失去反应堆冷却剂强迫循环流量112
11.3.4.5在满功率时单个控制棒束组件的抽出113
表11.3.4.1小破裂事件的时间顺序114
表11.3.4.2对情况Ⅲ事件中，事变的时间顺序115
11.3.5.1二回路的主管道破裂115
11.3.5情况Ⅳ—极限事故115
11.3.5.2蒸汽发生器的管子断裂119
11.3.5.3单个堆冷却剂泵转子的卡锁121
11.3.5.4燃料操作事故123
11.3.5.5控制棒驱动机构罩的破裂（棒束控制组件的射出）124
参考文献128
表11.3.5.1Ⅳ类事故的事件发生的时间顺序129
表11.3.5.2堆参数与用于蒸汽破裂DNB分析的核热管因子（此表文原文未给出）129
表11.3.5.3转子卡锁瞬变特性摘要130
11.3.6管道大破裂失水事故130
11.3.6.1概述130
11.3.6.1.1事故的描述130
11.3.6.1.2预防与保护措施131
11.3.6.1.3紧急堆芯冷却系统的性能标准131
11.3.6.2热工分析131
11.3.6.2.1热工分析方法131
11.3.6.2.2初步结果133
11.3.6.3机械应力134
11.3.6.3.1设计规范134
11.3.6.3.2堆内构件对于喷射力的垂直作用的响应特性134
11.3.6.4.1安全壳内允许释放的能源136
11.3.6.3.3一回路的机械应力136
11.3.6.4安全壳的机械应力与热应力136
11.3.6.4.2计算的主要假设137
11.3.6.4.4初步结果138
11.3.6.4.3分析方法138
11.3.6.5.1主要的假设140
11.3.6.5氢的产生与积累140
参考文献（11.3.6章）142
11.3.6.5.2初步结果142
附件11.3.6.A1SATANV程序说明143
附件11.3.6.A3LOCTA—R2程序说明144
附件11.3.6.A2REFLOOD程序说明144
附件11.3.6.A4BLOWDOWN—2和FORCEDIGITAL程序说明145
附件11.3.6.A6COMPATE程序说明146
附件11.3.6.A5OOBLADI程序说明146
表11.3.6.2.T1大破裂时的主要事件的时序148
表11.3.6.T2峰值包壳温度和热点的金属反应148
表11.3.6.A.6.1安全壳中主要事件的时序148
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