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基本信息

GJB 843.19-94
潜艇核动力装置设计安全规定反应堆热工水力设计准则
Safety code of design for submarine nuclear power plants Reactor thermal-hydraulic design criteria
1994-09-12
1995-04-01
有效
于俊崇;柴长岭;
中国核动力研究设计院
中国核工业总公司
核工业标准化研究所
国防科学技术工业委员会
燃料元件;反应堆热工水力;热工水力设计;潜艇核动力装置;计算机程序
【范围】 1.1 主题内容 本标准规定了潜艇核动力装置反应堆热工水力设计总的原则、堆芯热工水力设计基准和 确定反应堆热工水力设计参数限值的原则。 1.2 适用范围 本标准适用于潜艇核动力压水堆热工水力设计。其它船用压水堆热工水力设计,亦可参 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,使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。它是核动力装置运行状态下的最佳期望值。
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能引起的 负偏差,所确定的反应堆冷却剂流量,作为反应堆热工设计的依据。该流量是核动力装置运 行状态下的保守估算值。
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,作为反应堆和冷却剂系统的设备或部件的水力载荷设计 的依据。该流量是动力装置运行状态下的保守估算值。
水力学流动不稳定性冷却剂流速与功率的某种联合作用所引起的冷却剂流量不稳定。

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
舰船通用规范总册
潜艇核动力装置安全分析报告审评大纲

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