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压水堆核电厂是一种常见的核电站类型，其核反应堆使用压水作为冷却剂和中子减速剂。在核电站运行过程中，如果发生异常情况，需要紧急停堆以保障核安全。但是，有时候由于各种原因，核电站可能无法及时进行紧急停堆，这时候需要进行预期瞬态分析，以评估核电站的安全性。

NB/T 20104-2012标准规定了压水堆核电厂未能紧急停堆的预期瞬态分析的要求和方法。该标准要求进行预期瞬态分析时，需要考虑以下因素：

1. 核反应堆的物理特性，包括反应堆的几何形状、燃料组件的结构和材料等；
2. 核反应堆的热工特性，包括冷却剂的流动情况、温度和压力等；
3. 核反应堆的动力学特性，包括反应堆的反应速率、反应堆的反应程度等；
4. 核反应堆的控制系统和保护系统，包括反应堆的控制棒、紧急停堆系统等。

在进行预期瞬态分析时，需要进行以下步骤：

1. 确定分析的目的和范围；
2. 收集和整理相关数据和信息；
3. 建立数学模型，包括物理模型、热工模型和动力学模型；
4. 进行计算和分析，评估核电站的安全性；
5. 根据分析结果，提出相应的安全措施和建议。

NB/T 20104-2012标准还规定了预期瞬态分析的报告内容和格式，包括分析目的、分析方法、分析结果和结论等。同时，该标准还要求进行预期瞬态分析的单位应当具备相应的技术能力和资质，并严格遵守相关的法律法规和标准要求。

总之，NB/T 20104-2012压水堆核电厂未能紧急停堆的预期瞬态分析要求是保障核电站安全的重要标准之一，对于核电站的安全性评价和核安全监管具有重要意义。

相关标准：
1. GB 50187-2012 核电站安全评价规范
2. GB/T 19624-2018 核电站安全分级
3. GB/T 19625-2018 核电站安全分析方法
4. GB/T 19626-2018 核电站安全评价指标体系
5. GB/T 19627-2018 核电站安全评价报告编制