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表11.3.6.4.T1输送中的质量和能量平衡（见图11.3.6.4.T 1

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365cm 32

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6 33

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△HN 53

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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