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基本信息

GJB 843.19A-2005
潜艇核动力装置设计安全规定 第19部分:反应堆热工水力设计准则
Safety code of design for submarine nuclear power plants-part19:Reactor thermal-hydraulic design criteria
2005-12-12
2006-05-01
有效
宋小明;于俊崇;张虹;
中国核动力研究设计院
中国核工业集团公司
核工业标准化研究所
国防科学技术工业委员会
GJB 832A-2005>舰船系统标准>核动力安全标准(XFL 1540)
燃料元件;热工水力设计;反应堆;潜艇核动力装置;设计基准
【范围】 本部分规定了潜艇核动力装置压水反应堆热工水力设计的基本要求、设计基准和确定热工水力设计 限值需考虑的因素。 本部分适用于潜艇核动力压水反应堆热工水力设计。其它船用压水反应堆热工水力设计也可参照使 用。
【与前一版的变化】

包含术语

传热破损由于冷却剂传热能力的限制,燃料元件所产生的热量不能全部被冷却剂带走,导致燃料元件包壳局 部损坏。
受限制的燃料元件限制反应堆功率输出的某一个或某一些燃料元件。如果反应堆功率超过了限制值,意味着这一个或 这一些燃料元件的完整性将受到损害。
极限线功率密度单位长度燃料棒允许产生的最大功率。在该限值内,工况Ⅰ、工况Ⅱ下的燃料棒芯体最高温度不会 超过最大允许比燃耗下的燃料熔点。
最佳估算流量以反应堆及冷却剂系统的流动阻力的最佳估算值和冷却剂泵特性的最佳估算值为依据所确定的流 量值。
热工设计流量由于种种不确定因素的影响,使反应堆和冷却剂系统流动阻力的实际值高于最佳估算值,冷却剂泵 驱动头实际值低于最佳估算值,根据这些实际值并考虑流量测量不确定性引起的负偏差所确定的反应堆 冷却剂流量。
机械设计流量由于种种不确定因素的影响,使反应堆和冷却剂系统流动阻力的实际值低于最佳估算值,冷却剂泵 驱动头实际值高于最佳估算值。根据这些实际值并考虑流量测量不确定性所引起的正偏差所确定的反应 堆冷却剂流量。

引用文件/被引文件

潜艇核动力装置运行安全规定 工况划分和机动性要求

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