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1、2007年李吉根老师反应堆安全课的复习题资料1. 核反应堆安全性特征（即安全考虑的出发点1答：a强放射性；b衰变热；c功率可能暴走；d高温高压水；e放射性废物的处理与 贮存。2.核安全的总目标、辐射防护目标和技术安全目标。答：|核安全的总目相：在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、 公众及环境免遭过量放射性风险。辐射防护目树：确保在正常运行时核电厂及从系统释放出的放射性物质引起的辐射照 射保持在合理可行尽量低的水平，并低于国际辐射防护委员会（KRP ）规定的限制；还确 保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。技术安全目树:有很大把握预防核电厂事故的发生；对核电厂设计中考虑的所有事
2、故, 甚至对于那些发生概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的；确保那些会带来严重放 射性后果的严重事故发生的概率非常低。3.核反应堆安全的基本设计思想和主要设计原则。答：建锂里勤为设置纵深防御设施和措施及建立防止放射性物质释放的多道实际 屏障。纵深防御：包含正常运行设施、停堆保护系统、专设安全设施、特殊安全设施和厂外19、大破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律。答：物理过程| ： 1）喷放阶段：破口出现后，冷却剂从破口喷出，首先是很短暂的欠热 临界喷放，很快进入饱和临界喷放，冷却剂压力下降很快，堆芯流量会出现很短暂的流动 逆转过程，会出现流动滞止现象，导致包壳出现第一个温升峰。ECCS
3、水旁路堆芯，直接 从破口损失，堆芯传热条件恶化。喷放后期包壳温度开始快速上升。冷却剂几乎丧失完后, 喷放结束。2 ）再充水阶段：在喷放结束后，ECCS水逐渐进入压力壳的下腔室。压力壳水 位开始回升，但堆芯处于裸露状态，燃料包壳温度快速上升（几乎是绝热升温）,可能有少 量的错水反应，当压力壳水位到达堆芯底部后，再充水阶段结束。3 ）再淹没阶段：ECCS 冷却剂开始与炽热的燃料包壳接触，开始对底部包壳起冷却作用，但很快被汽化，包壳温 度上升速度逐渐变慢，堆芯水位上升缓慢，错水反应比较显著。随着水位的上升，再淹没 前沿的传热工况有一个转变过程（蒸汽冷却一膜态传热-泡核沸腾一单相液冷却X包壳温 度开始
4、下降，堆芯逐渐淹没，包壳温度快速下降，当堆芯被完全淹没后，再淹没阶段结束。 4 ）长期冷却阶段：ECCS水冷却堆芯后，从破口注入安全壳地坑，通过安注再循环模式实 现长期冷却。主要参数变化规律图：1）堆功率：由于大破口事故系统压力降低极快，0.1秒内，可降到冷却剂的饱和压力, 从而生成大量蒸汽，堆内空泡效应引入的负反应性使反应堆自行停闭。停堆后剩余中子功 率迅速减小，此后主要释放衰变热。2 ） RCS压力变化：在最初极短的一段时间内为欠热 喷放，压力迅速下降，进入饱和喷放后，压力下降稍见缓慢。在再充水，再淹没阶段，注 入的低温安注水使堆芯蒸汽凝结，此后虽水位在上升，但系统压力仍然缓慢下降。3 ）
5、热点 包壳温度：在喷放阶段形成一个包壳温度峰值；在再充水阶段，堆芯内既无液体冷却剂， 又无显著蒸汽流动，元件处于裸露状态，是包壳温度的主要升温状态；进入再淹没阶段， 随着蒸汽产生量的增加，包壳升温越来越缓慢，继而开始下降。包壳温度达到最高点并开 始下降，是在骤冷前沿到达之前，由蒸汽流动冷却而形成的。4 ）堆芯水位：整个喷放阶段, 堆芯水位持续迅速下降。安注箱水及低压安注泵注入水流入下腔室后，压力容器水位开始 逐渐上升。在水位上升至堆芯底部之后，开始在淹没阶段，由于部分水量因冷却堆芯而汽 化，因此再淹没阶段堆芯水位上升缓慢。20、破口位置对大破口失水事故物理过程和后果的影响。答：冷管段破口会造成
6、最高的包壳峰值温度，比热段破口危险，因为：1）破口流量与 原堆芯流量方向相反，引起喷放早期冷却恶化；2 ）上腔室压力高，使堆芯水位降低；3 ） 破口流出的是低焰冷却剂，流量大而带出的热量少；4 ） ECCS的注水流失比例高。21、小破口失水事故的物理过程及其主要参数变化规律。答：物理过程| ： 1）自然循环维持阶段：破口冷却剂丧失，压力壳水位下降，一回路系 统降压，堆芯热量通过循环从蒸汽发生器热阱排出；ECCS注水流量较小。2 ）自然循环中 止（水封存在阶段）：当压力壳水位低于主管道所在平面后，自然循环终止，堆芯开始产生 大量蒸汽，并在上腔室积累，上腔室压力相对偏高，会把堆芯水位不断降低，导致
7、堆芯裸 露升温，堆芯热量部分靠回流冷凝方式从蒸汽发生器二次热阱带出。安注流量很难进入堆 芯，大部分从破口流失。当蒸汽积累导致压力足以克服残留在U形管弯曲段中的水封压头 时，导致循环水封消除。3）循环水封消除阶段：水封消除后，压力再平衡使得下行段中的 冷却水流回堆芯，堆芯被快速淹没，系统压力快速下降。4 ）长期冷却阶段：ECCS水冷却 堆芯后，从破口注入安全壳地坑，通过安注再循环模式实现长期冷却。主要参数变化规律1）堆功率：事故开始，破口冷却剂丧失使得RCS快速降压，引起慢化剂密度下降， 导致堆功率单调下降。当RCS压力降到低压停堆压力时，堆安全保护开始紧急停堆，随着 控制棒的插入，堆功率剧减，
8、快速降到衰变热水平。2 ）系统压力：事故开始，RCS因破 口冷却剂过冷临界喷放而快速降压。当降至上腔室及热段冷却剂饱和压力时，因上腔室及 热段冷却剂闪蒸，RCS出现短暂的再升压阶段。此后由于堆功率下降，RCS降压恢复。停 堆后功率剧减，上腔室及热段冷却剂温度也随之减小。由于环路自然循环停止，主泵入口 前的U形段出现水封，水封的出现使得破口排热受阻，RCS降压缓慢。3 ）压力容器（堆 芯）水位：一开始，由于位置较高的稳压器尚未排空，压力容器水位维持不变。当压力降 到上腔室冷却剂温度所对应的饱和压力，引起上腔室冷却剂闪蒸后，压力容器水位开始下 降。当稳压器排空后，压力容器水位开始快速下降。当压力平
9、衡使堆下行段内的冷却剂及 HPSI注入流入堆芯，堆芯水位开始快速回升，重新淹没堆芯。到安注箱注入后，堆内水位 开始整体回升。4 ）包壳温度：事故开始，由于事先停泵及芯块储存热释放，包壳出现短期 升温。接着由于堆功率下降，包壳温度开始下降。堆芯裸露后，包壳开始升温，直到环路 部分水封临时消除，使得部分液相冷却剂涌入堆芯，燃料包壳温度大幅下降。环路水封消 除后，由于堆芯迅速淹没，包壳升温结束。在堆芯冷却剂蒸发引起堆芯再次裸露时，燃料 包壳相应的再次升温，并因安注箱的投入而结束。22、主泵运行对小破口失水事故物理过程和后果的影响。答：（1）加速早期降压；（2）阻止环路水封形成;（3）提高堆芯水位，避
10、免堆芯裸露；加强冷却剂交混，早期冷却破口流量小，后期破口大。23、如何区分蒸汽发生器传热管破裂(SGTR )事故和小破口失水事故。答：蒸汽发生器传热管破裂是失水事故的一种特殊情况，从一回路装量减少的立场来 看，其严重性可以用小破口事故来包络。与小破口失水事故相比，蒸汽发生器传热管破裂 有如下几个特征现象：(1)事故前后安全壳仪表指示没有变化；(2)破损蒸汽发生器水位, 给水流量异常；(3)冷凝器排气和蒸汽发生器排污取样系统辐射水平异常。此外：(1)小破口失水事故仅失去一回路压力边界的完整性和安全壳的完整性，放射 性物质旁通安全壳而直接释放到环境(2 破口失水事故在30min内不要求操纵员干预,
11、 而SGTR事故则要求操纵员必须尽快干预。24、操纵员不干预时蒸汽发生器传热管破裂事故的趋向工况及其危害性操纵员干预 时的主要干预内容及其出发点。答：趋向工况：(1) 一回路冷却剂进入破损蒸汽发生器，一回路水位、压力下降，上 充流量增加，安全壳仪表指示无变化；(2)蒸汽发生器压力上升，破损蒸汽发生器水位上 升，蒸汽流量与给水流量失配；(3)破损蒸汽发生器排污和冷凝器排气，高放射性报警；(4)放射性直接排放环境，同时丧失两层屏障，后果严重。危害性：(1)放射性排放到环境；(2)蒸汽发生器满溢，导致：放射性排放大大增 加；安全阀卡开；主蒸汽管道(MSL )充水，可能断裂；换料水箱(RWST)水量耗
12、尽后 导致SAO干预内容：(1)鉴别事故及破损蒸汽发生器；(2 )隔离破损蒸汽发生器；(3 )冷却RCS , 使蒸汽发生器压力对应的饱和温度T25 ;(4)降低一回路压力；(5 )停堆安注;(6)后期冷却。出发点：减少向环境放射性的释放量，尽量避免满溢。25、给水丧失未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS ）的物理过程。答：（1）给水丧失：给水丧失，传热失配，主冷却系统（RCS ）升温生压，水位上升, 堆功率因反馈稍微降低；（2 ）停堆失效：汽轮机停车，SG释放阀/安全阀开启，稳压器释 放阀/安全阀开启，辅助给水（AFW ）投入但水位仍然降低，RCS较严重的升温升压，堆 功率进一步降低；（3 ） S
13、G蒸干（高潮阶段）：SG热阱几乎丧失,RCS急剧的升温升压， 稳压器满水，安全阀开启，堆功率大幅度降低，稳压器阀门起排热作用；（4）二次热阱建 立：堆功率降低，与AFW排热能力逐渐匹配，AFW排热能力逐渐建立,RCS降温降压， 趋于低功率运行状态。26、ATWS缓解系统启动线路（AMSAC）的功能及其出发点。答：独立触发两个功能：（1 ）启动AFW （辅助给水投入）信号；（2 ）触发汽轮机停 车。出发点：（1）提供二次侧应急热阱；（2 ）提高SG二次侧热阱的载热功率，使有限的 二次水得到充分利用。27、堆芯熔化事故的物理过程。答：（1）低压熔堆：以冷却剂丧失为特征，若ECCS失效冷却剂丧失导致
14、堆芯裸露， 元件升温，乙-WO反应又会产生热量和H2,堆芯水量在进一步减少后，堆芯会自上而下 熔化，堆芯熔化到一定程度后，就会塌落入下腔室，使下腔室中残留的水汽化，产生大量的蒸气，甚至可能形成蒸汽爆炸，熔融的堆芯与下封头相互作用可能导致下封头熔穿，再 掉入安全壳，而与安全壳混凝土相互作用，使混凝土分解，释放大量的一氧化碳二氧化碳 和氢气等非凝性气体，气体从熔融物中冲击形成气溶胶弥散到安全壳中，进而可造成安全 壳超压或者底部熔穿，造成放射性大量释放；(2)高压熔堆：以热阱丧失为先导，主系统 在失去热阱后升温升压导致稳压器安全阀/释放阀开启，若二次侧热阱不能及时恢复，一回 路又失去强迫注水能力，稳
15、压器阀门将持续开启，冷却剂持续丧失，当堆芯冷却剂不足后, 堆芯会在高压状态下裸露，元件升温，开始熔化,(随后过程类似于低压熔堆过程)，但在 下封头底部熔穿时，由于系统的高压，会发生熔融物的喷射，导致安全壳超压失效，落入 安全壳地板的熔融物的小颗粒会弥散在安全壳中，造成安全壳的直接加热，可能导致安全 壳超压失效，落入安全壳地板的熔融物也会继续与低压熔堆过程类似的现象。一般过程：堆芯失冷一 堆芯裸露一 堆芯熔化一 堆芯塌落一 下封头熔穿一 堆芯 与混凝土相互作用一 安全壳失效。28、安全壳主要失效模式。答：1) a模式：蒸汽爆炸(概率极低)；2 ) 0模式：安全壳隔离失效(包壳安全壳旁 路)；3
16、) 丫模式：氢爆；4 ) 模式：底部熔穿；5 ) b模式：安全壳超压失效应急设施五个层次。分别为：1）高质量的设计、施工和运行，防止异常工况出现；2 ）停 堆保护余热排出，防止异常工况发展为事故；3 ）专设安全设施，防止事故发展为严重事故； 4 ）事故处置及特殊设施，防止放射性大量释放到环境；5 ）厂外应急计划与措施，限制危 害和后果。多层屏障：轻水堆核电厂普遍采用三道实体屏障，即燃料元件包壳、反应堆冷却剂系 统承压边界和安全壳及安全壳系统。另外，燃料芯块、反应堆冷却剂、安全壳内空间及厂 外的防护距离也都可视为缓解放射性危害的屏障。主要设计原则I包括单一故障原则、冗余度和多样性原则、独立性原则
17、、故障安全原则、 定期试验维护检查的措施、充分采用固有安全性的原则、运行人员操作优化的设计。4、 冗余度和多样性设计原则及其出发点。答：|冗余度| :采用多个类似的系统并联或串联起来，以使某个系统失效时不影响电厂 的运行。出发点：高可靠性、单一故障准则的要求。多样性:采用多个独立的和不同的方法实现同一目的。出发点：应付共模（公因）失 效。5、 核反应堆基本安全功能和主要安全系统。答：核反应堆的基本安全功能：反应性控制、确保堆芯冷却、包容放射性产物。【法国版】反应性控制、余热导出、控制反应性释放；【美国版】保护反应堆冷却剂系统压力便捷的完整性、保证及保持安全停堆、控制放射性释放。主要安全系途:反
18、应堆停堆保护系统、停堆冷却系统、反应性控制系统、专设安全设 施。专设安全系统：应急堆芯冷却剂系统、安全壳本体、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、 安全壳消氢和净化系统。6、 核反应堆的四种安全性要素和反应性反馈机理。答：核反应堆的四种安全性要素：自然的安全性、非能动的安全性、能动的安全性、 后备的安全性。固有安全性：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预， 只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正 常运行和安全停闭。反应性反馈机理| ： 1.四因子式18=印由,由于燃料、冷却剂、结构材料的温度、压力、 流量、密度等因素的变化导致中子泄漏、
19、利用率发生变化，引入了反应性，如由于多普勒 效应，燃料的温度升高，导致共振吸收峰降低展宽，总吸收利用率下降；2.反应性反馈产 生于堆内温度、压力或流量的变化。但是，在一般情况下，冷却剂流量比较稳定，故此效 应可以忽略不计。压力效应也很小。因此，只有温度对反应性的影响是一项主要的反馈效 应，它决定了反应堆对于功率变化的内在稳定性（又称固有安全性1这种内在稳定性是由 燃料多普勒效应、慢化剂温度效应和空泡效应表现出来的。7、 核反应堆运行工况分类的原则和方法。答：核电厂运行工况分类是指按事件预计发生的频率分类，其目的是确定各种事件的 验收准则，原则是：出现频繁的工况要求其后果轻微；后果严重的工况要求
20、其发生频率极 低。核电厂运行工况可按照三类五级的方法分类：【答四工况即可】第一类为正常运行和运行瞬变,包括：工况1（正常运行和运行瞬态核电厂的正 常稳定功率运行、停堆状态、带有允许偏差的运行（如少量燃料包壳泄漏、蒸汽发生器传 热管泄漏）启动和停堆过程、冷却卸压过程及负荷变化过程X Z况网常见故障、中等频 率事故和预期运行瞬变发生频率F大于10-2/堆年，即在核电厂的寿期内可能发生一 次或数次，这里预期的意思即在一个核电厂寿期内很可能发生的意思。这类事件如汽 轮机停车、全部主泵失去电源等。）；第二类为假想事故,包括：工况ni（稀有事故发 生频率F大于10-4/堆年，小于10-2/堆年，即对于单个
21、核电站运行经验积累来说，有可能 出现，如一二回路管道小破裂。）、工况W （极限事故发生频率F大于10-6/堆年，小 于10-4/堆年，这种事故预期不会发生，用来对核电厂的安全设施提出要求，这类事故危害 大，如大破口失水事故，运行历史中发生过）;第三类为严重事故,燃料元件严重损坏，堆 芯熔化，安全壳完整性受到破坏，有大量放射性物质释放的事故。工况I、II、III、IV为设 计基准事件。8、 压水堆核电厂设计基准事故的物理分类。答：1）二回路系统排热增加；2 ）二回路系统排热减少；3 ）反应堆冷却剂系统流量 减少；4）反应堆冷却剂系统流量增加；5 ）反应性和功率分布异常；6）反应堆冷却剂装量减少；
22、7 ）系统或设备的放射性释放；8 ）未能紧急停堆的预期瞬态。9、 单一故障准则及其使用方法。答：|单一故障准则定义| ：完成某一安全功能的系统或设备，若执行其预定的安全功能, 需要N个系统或部件，设计时至少要设计N + 1的子系统或部件，以允许系统或设备具有 承受发生一个随机故障而不丧失其安全功能的能力。使用方法| ： 1 ）单一事件引发的多重故障仍归为单一故障；2 ）整个核电厂系统只考虑 一个故障；3 ）整个事故期间只考虑一个故障，短期阶段只考虑能动故障，长期阶段可考虑 能动也可考虑非能动；4 ）单一故障准则是针对安全级设备而言的对非安全级设备不考虑其 缓解效果，只考虑其不利影响；5 ）只有
23、在设备调用时才考虑失效问题；6 ）在技术规格书 中确定的定期维护、检修和实验的设备，不认为其是不可用的；7 ）全部设备正常工作时造 成最严重的后果，单一故障准则可以考虑是无故障；8 ）必须把事故与故障区分开来，事故 分析中只考虑初因事件加单一故障，而不考虑事故的迭加；9 ）失去厂外电和最大价值的一 组控制棒卡在堆外是事故分析的附加条件，不能作为单一故障准则考虑；10 ）某一故障的 继发故障仍作为单一故障；11）对不同的验收准则要求，可以假设不同的单一故障；12 ） 事故分析时必须要找出最保守的单一故障，即极限单一故障。10、 设计基准事故的通类验收准则。答：工况I定性：不应触发反应堆保护停堆。
24、定量：各种参数变化不超过停堆保护限 值。工况n定性：保护系统能够停堆；必要的校正动作后可重新投入运行；不引发更严重 的工况；确保燃料包壳完整性；不超过一二回路压力限值；放射性后果不超过正常限值。定量:燃料系统不烧毁MDNBR极限值;一回路压力110%设计压力；放射性后果10% 10CFR100 限值。工况in定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发更 严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外区 域；放射性后果不超过剂量限制。定量：包壳峰值温度 =1204。（2 （持续高温,堆芯不裸 露 = 1482（瞬时高温，堆芯不裸露）;一回路压
25、力120%设计压力;放射性后果25% 10CFR100 限值。工况IV定性：燃料元件受损不大于某一份额；不影响堆芯几何及可冷却性；不引发 更严重的工况；不进一步损坏压力边界；不进一步损坏安全壳屏障；不影响公众使用厂外 区域；放射性后果不超过剂量限制；不导致缓解设施丧失功能。定量：放射性后果100 % 10CFR100限值；压力、温度要求同工况IIL11、反应性引入事故的三种瞬变特性。答：准稳态瞬变：在功率运行工况，向堆内引入的反应性比较缓慢，以致这个反应性 被温度反馈效应和控制棒的自动调节所补偿的瞬变。如满功率时控制棒组件慢速抽出的瞬 变。超缓发临界瞬变：引入堆内的正反应性较快，以致反应性反馈
26、效应和控制系统已不能 完全补偿，使总的反应性大于零，但又不超过P的瞬变。如在满功率运行工况下，两组控 制棒失控抽出。超瞬发临界瞬变：引入的反应性很大超过了瞬发临界的程度所引起的堆内瞬变，如弹 棒事故。12、失控提棒事故的自动保护装置，快速提棒和慢速提棒的主要差异。答：|自动保护装置| ： 1 ）源量程高核通量反应堆停堆；2 ）中间量程高核通量停堆；3 ） 功率量程高核通量停堆（低定值）；4）功率量程高中子通量停堆（高定值）；5）高中子通 量正变化率停堆。主要差异I:快速提棒，瞬态过程十分迅速，堆冷却剂平均温度和压力变化很小，最小 DNBR大于限值；慢速提棒，由于堆功率增加缓慢，而由超温AT停堆
27、，冷却剂平均温度 和压力有较大变化，最小DNBR仍大于限值。13、弹棒事故的起因.过程特征及其危害性。答：恒回：控制棒驱动机构密封壳套发生破裂,巨大的压差将控制棒弹出堆芯（0.05 秒1朝：1）快速的阶跃反应性引入，堆功率急剧上升；2 ）形成堆芯功率分布不均匀， 而且因子比较大，形成局部高功率；3 ）小破口事故，但从失水角度来看不严重，从反应性 的角度来看，有一定有利影响；4 ）总体上形成功率、温度快速短暂的增长。留：1）局部过热可能造成芯块熔化；2 ）过热芯块与冷却剂直接接触，热能转化为 机械能形成冲击波，损害堆芯结构和可冷却性；3 ）包壳过热脆化而破裂；4 ）冷却剂升温 升压，进一步损坏一
28、回路完整性。14、完全失流事故的主泵流量衰减规律。答：（1）假设水泵无惯性：即水泵断电后没有惯性压头，w=wo/（l+t/ti）,其下降速 率的大小由主回路半时间tl决定。即当时，堆芯惯性流量为初始流量的一半，所以tl 越大，堆芯惯性流量下降越慢。（2）假设水泵有很大的惯性：以致水泵半时间远远大于回 路半时间，t=tp时，泵的惯性角速度下降到初始角速度的一半，此时流量的解为 w=wo/（l+t/tp）,此时泵的特征决定流量的衰减速率。（3 ） a=ti/tP,当a值相当小时（al）,堆芯慢化剂流量将很快下降到初始流量的10%20%o15、失流事故的过程特点及其对核电厂设计的要求。答：过程特点：
29、冷却剂流量降低，堆芯传热能力下降，事故高潮期很短，过程很快。匡前：1）功率水平和分布因子合理；2 ）停堆保护及时;3 ）控制棒下落速度块；4 ） 主泵转动惯量足够；5 ）蒸汽发生器与堆芯高度差足够。16、汽轮机停车事故的起因及其包络性。答：遢：1）发电机停机（甩负荷）；2）真空冷凝器失效;3 ）丧失润滑油；4 ）汽 轮机推力轴承故障；5 ）汽轮机超速；6 ）手动误操作。包络恺:汽轮机停车瞬变的分析结果可以包络“蒸汽流量减小、外负荷丧失、 主蒸汽隔离阀关闭、冷凝器真空丧失这四种瞬变。17、主蒸汽管道破裂事故的物理过程，有、无浓硼注入的主要差异。答：物理过.：主蒸汽管道破裂后，大量蒸汽从破口喷出，
30、蒸汽发生器二次测降压， 一回路到二回路传热增加，冷却剂温度下降，负反应性反馈导致堆芯引入正反应性。若反 应堆处于停堆工况下，堆芯停堆裕度降低，甚至可能重返临界；若反应堆处于功率运行状 态，堆功率增加，进而导致功率保护停堆，停堆后的过程与初始处于停堆工况过程相似。有无浓硼注入的主要差异|：1）有浓硼注入时，浓硼的注入主宰反应性的变化，堆功率 在达到峰值后下降，趋于热态零功率工况；2 ）无浓硼注入时，慢化剂降温引起的反应性变 化主要靠燃料多普勒反应性来补偿，反应性在峰值后趋于零，堆功率趋于一个稳定值。电 厂趋于稳定状态。18、大破口失水事故分析的主要假设及应急堆芯冷却系统（ECCS ）睑收准则。答
31、：主要假设：1） 102%额定功率；2 ）最大功率不均匀因子；3 ）轴向功率取寿期中 最危险的截断余弦分布；4 ）燃耗选取以使得燃料元件气隙最大，储热最大；5 ）由温度及 空泡负反应性停堆；6 ）衰变热选取；7 ）错水反应取BAKER-JUST关系式;8 ）金属构建 储热；9 ）破口临界喷放取Moody喷放关系式，喷放系数0.6 1.0 ; 10 ） ECCS流量在喷 放阶段全部流失，后面阶段破损环路全部流失；11） CHF后果采用膜态沸腾公式；12 ）极 限的单一故障；13 ）安全壳压力偏低选取；14 ）再淹没阶段主泵卡轴；15 ）上封头温度保 守假设；16 ）燃料肿胀引起的流量阻塞效应。ECCS验收准则：1）包壳峰值温度（PCT ）不超过1204 ; 2 ）包壳最大氧化厚度不 超过17% ; 3 ）氢生成量不超过全部包壳参加错水反应总生成量的1% ；4）堆芯几何形状 的变化应限制在可冷却的限度之内；5 ）能进行堆芯长期冷却，以去除衰变热。