1、廣東廣東大亞灣核電站 1、 2 號機組版次： FT-15.0-1核電合營有限公司最終安全分析報告TD/GNP/001-D穩態運行和停堆項目定義功率運行反應堆臨界核儀表示出功率大于2% 滿功率在 0% 和 2% 滿功率之間功率運行和熱備用反應堆臨界核儀表示出功率在0% 和 2% 滿功率之間熱停堆反應堆次臨界至少1000pcm反應堆冷卻劑溫度在291 左右余熱由 SG 排出冷停堆反應堆次臨界至少1000pcm反應堆冷卻劑溫度在90以下停堆期間反應堆冷卻劑溫度由余熱排出系統（ RPA ）控制換料停堆反應堆次臨界至少5000pcm硼濃度至少 2300ppm反應堆冷卻劑溫度在10到 60之間RRA 系統

2、運行廣東廣東大亞灣核電站 1、 2 號機組版次： FT-15.0-2核電合營有限公司最終安全分析報告TD/GNP/001-D運行瞬變項目定義裝置升溫和降溫反應堆冷卻劑系統最高可達55 /h穩壓器降溫最高可達110 /h階躍負荷變化最高可達 10% 滿功率線性負荷變化最高可達 5% 滿功率每分鐘甩負荷最高可甩掉設計滿負荷的瞬變廣東廣東大亞灣核電站 1、 2 號機組版次： FT-15.0-3核電合營有限公司最終安全分析報告TD/GNP/001-D核蒸汽供應系統的額定功率項目MWt保證的核蒸汽供應系統熱功率輸出2905保證的堆芯熱功率2895反應堆冷卻劑泵產生的熱功率減去熱損失10專設安全設施設計額

3、定功率2963廣東廣東大亞灣核電站 1、 2 號機組版次： FT-15.0-4核電合營有限公司最終安全分析報告TD/GNP/001-D事故分析中采用的裝置有關參數之值參數核蒸汽供應系統熱輸出見表 T-15.0-6堆芯進口溫度（）292.7壓力容器平均溫度（）310無負荷時的溫度（）291.4反應堆冷卻劑系統壓力（bar ）155每條環路的主泵流量（m3/h）平衡循環：23372過渡循環：23656總蒸汽流量（ kg/s ）1611蒸汽發生器出口蒸汽壓力（ bar ）67.4蒸汽發生器出口蒸汽最大濕度（% ）0.25蒸汽發生器額定水位（% 窄量程）50假定的蒸汽發生器進口給水溫度（）226堆芯平

4、均熱流密度（ W/ cm 2 ）62.4蒸汽發生器安全閥容量（t/h）369相應的壓力（ bar a ）86穩壓器先導安全閥容量（t/h）165*相應的壓力（ bar a ）172.4*“穩壓器先導安全閥誤開”分析（節）除外，該分析采用的額定容量為171t/h 。廣東廣東大亞灣核電站 1、 2 號機組版次： F T-15.0-5 （1/3 ）核電合營有限公司最終安全分析報告TD/GNP/001-D事故分析中采用的有關因子之值摘要項目說明初始工況：最大穩壓不確定性表 T-15.0-5（2/3 ）功率分布4.4 節*反應堆系統第 4 章和表 T-15.0-6棒束控制組件插入特性表 T-15.0-5

5、（3/3 ）* 如節中討論的， DNB 計算中采用的軸向功率分布有兩個： 在 T 保護定值計算中采用截斷余弦式參考軸向功率分布，其峰值與平均值之比為1.55 。對于所有可能引起 DNB 的事故分析，保守地采用一個特定的峰趨頂軸向功率分布，其峰值軸向偏差為 9% 。廣東廣東大亞灣核電站 1、 2 號機組版次： F T-15.0-5 （2/3 ）核電合營有限公司最終安全分析報告TD/GNP/001-D事故分析中采用的有關因子之值事故分析中采用的初始工況的最大穩壓不確定性參數最大穩態不確定性備注堆芯功率 2% 滿功率功率測量表容許誤差反應堆冷卻劑系統平均溫度2.2 控制死區和測量不確定性的容許誤差穩

6、壓器壓力 2.1bar穩態波動和測量不確定性的容許誤差蒸汽發生器水位+5% 窄量程測量工藝、 傳感器技術和控制通道工藝的容許誤差慢化劑反應性系數3.6pcm/ 計算不確定性多普勒系數20%計算不確定性硼的微分價值20%計算不確定性針對采用 MSG 方法分析事故瞬態過程中 DNB 的情況，在 DNBR 設計限值中直接考慮了功率、溫度和壓力的不確定性。廣東廣東大亞灣核電站 1、 2 號機組版次： F T-15.0-5 （3/3 ）核電合營有限公司最終安全分析報告TD/GNP/001-D事故分析中采用的有關因子之值負反應性引入和停堆裕度項目棒束控制組件插入到緩沖段進入堆芯的時間：事故分析中采用的（s）3.0實驗回路