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4.51 MB
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.rar
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★★★☆☆
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NB/T 20231

内容简介

NB/T 20231-2013压水堆核电厂专设安全设施设计准则 

1范围
NB/T 20231-2013规定了压水堆核电厂专设安全设施(以下简称“专设安全设施”)的范围、核安全功能、设计基准和设计要求。
NB/T 20231-2013适用于二代改进型压水堆核电厂“专设安全设施的设计与建造。
5.3.3事故工况要求
安全分析应确定设计基准事故期间与核安全有关的要求,包括行政管理和应急规程方面的要求,分析时应考虑:
a)假想始发事件发生时 的初始条件,包括下述影响:
1)堆功率、反应堆冷却剂温度和压力、裕度、控制系统响应和仪表精度:
2)电厂参数随功率的变化,一回路中放射性的变化(燃料包壳的完整性) ;
3)堆芯功率空间分布,包括:燃料温度,慢化剂密度、压力和空泡引起的反应性反馈,轴向可移动的固态中子吸收材料(控制棒和可燃毒物棒)的分布,裂变产物(氙、钐)的分布:
4)动力源(电、气、水),包括应急电源的状态;
5)保护系统的状态:
6)安全有关系统的状态。
b)事故期间电厂参数变化对分析结果的影响,例如压力、空泡分布、传热系数、反应堆冷却剂装量以及控制保护系统的响应等:
c)可能影响裂变产物屏障完整性的应力和(或)应力瞬态(如反应性变化、能量释放等) ;
d)用于缓解事故后果的专设安全设施的性能,包括电路特性( 如响应时间、磁饱和的影响)、仪表误差、需要的动力源和流体系统的动态特性。
对附录A所述典型始发事件的安全分析见NB/T 20103中 的相关要求。
 

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