反应堆安全分析资---修正版(2)

反应堆安全分析资---修正版

反应堆安全分析重要英文缩略词

ESF━Engineered Safety Feature 专设安全设施

ATWS━Anticipated Transient Without Scream 未能停堆的预设计瞬变初因事件 EOL━End Of Life 寿期末

BOL━Beginning Of Life 寿期初

ESS━Emergency Shut down System应急关闭系统

MSIV━Main Steam Isolation Valve 主蒸汽隔离阀

CRDM━Control Rod Drive Mechanism 控制棒驱动机构

BDBA━Beyond Design Basis Accident超设计基准事故

EFS━Emergency Feedwater System 应急给水系统

EFW━Emergency Feedwater 应急给水

RSC━Radiation Safety Committee辐射安全委员会

AFP━Auxiliary Feedwater Pump辅助给水泵

网上其他的作业

普通1000MW或900MW1、地面以上标高：60 m

2、地面以下标高： 15 m

3、内径： 40 m

4、混凝土厚度： 1 m

5、设计压力限值： 0.42 MPa

6、设计温度限值： 145 ℃

78、正常运行时温度范围：

PWR在FP时，0S时刻发生控制棒失控提升，请描述0-9S，9-18S，18-28S，28-43S，43-47S五个阶段内稳压器压力变化的现象，并应用所学《核反应堆安全分析》知识分析压力变化原因？ 请参照下列格式作答

（1）0-9S 现象：稳压器压力XXX 原因：当0S时刻发生控制棒失控提升XXXX

（2）……