中文修订F版格式说明

1、稳态运行和停堆项目定义功率运行 反应堆临界 核仪表示出功率大于2%满功率在0%和2%满功率之间功率运行和热备用 反应堆临界 核仪表示出功率在0%和2%满功率之间热停堆 反应堆次临界至少1000pcm 反应堆冷却剂温度在291左右 余热由SG排出冷停堆 反应堆次临界至少1000pcm 反应堆冷却剂温度在90以下 停堆期间反应堆冷却剂温度由余热排出系统（RPA）控制换料停堆 反应堆次临界至少5000pcm 硼浓度至少2100ppm2300ppm 反应堆冷却剂温度在10到60之间 RRA系统运行运行瞬变项 目定 义装置升温和降温 反应堆冷却剂系统最高可达55/h 稳压器降温最高可达110/h阶跃负荷

2、变化 最高可达±10%满功率线性负荷变化 最高可达5%满功率每分钟甩负荷 最高可甩掉设计满负荷的瞬变核蒸汽供应系统的额定功率项目MWt保证的核蒸汽供应系统热功率输出2905保证的堆芯热功率2895反应堆冷却剂泵产生的热功率减去热损失10专设安全设施设计额定功率2963事故分析中采用的装置有关参数之值参数核蒸汽供应系统热输出见表T-15.0-6堆芯进口温度（）292.74压力容器平均温度（）310无负荷时的温度（）291.4反应堆冷却剂系统压力（bar）155每条环路的主泵流量（m3/h）平衡循环：过渡循环：228402337223656总蒸汽流量（kg/s）16113蒸汽发生器出口蒸

3、汽压力（bar）67.41蒸汽发生器出口蒸汽最大湿度（%）0.25蒸汽发生器额定水位（%窄量程）50假定的蒸汽发生器进口给水温度（）226堆芯平均热流密度（W/ cm2）62.4蒸汽发生器安全阀容量（t/h）369相应的压力（bar a）86稳压器先导安全阀容量（t/h）165*相应的压力（bar a）172.4* “稳压器先导安全阀误开”分析（16.6.1节）除外，该分析采用的额定容量为171t/h。事故分析中采用的有关因子之值摘要项 目说 明初始工况：最大稳压不确定性表T-15.0-5（2/3）功率分布4.4节*反应堆系统第4章和表T-15.0-6棒束控制组件插入特性表T-15.0-5（3

4、/3）* 如节中讨论的，DNB计算中采用的轴向功率分布有两个： 在T保护定值计算中采用截断余弦式参考轴向功率分布，其峰值与平均值之比为1.55。 对于所有可能引起DNB的事故分析，保守地采用一个特定的峰趋顶轴向功率分布，其峰值为1.3，轴向偏差为9%。应该指出，对于大破口LOCA分析，采用了余弦功率分布。事故分析中采用的有关因子之值事故分析中采用的初始工况的最大稳压不确定性参 数最大稳态不确定性备 注堆芯功率±2%满功率功率测量表容许误差反应堆冷却剂系统平均温度±2.2控制死区和测量不确定性的容许误差稳压器压力±2.1bar稳态波动和测量不确定性的容许误差蒸汽发生器水位+5%窄量程测量工艺、传感器技术和控制通道工艺的容许误差慢化剂反应性系数±3.6pcm/计算不确定性多普勒系数±20%计算不确定性硼的微分价值±20%计算不确定性针对采用MSG方法分析事故瞬态过程中DNB的情况，在DNBR设计限值中直接考虑了功率、温度和压力的不确定性。一般来说，为了使初始DNBR最小，误差的符号是这样选择的： 功率：+ 温度：+事故分析中采用的有关因子之值负反应性引入和停堆裕度项 目棒束控制组件插入到缓冲段进入堆芯的时间： 事故分析中采用的（s）3.0 实验回路中做的试验（s）1.7 三环路电