《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》求取 ⇩

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