核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和相關(guān)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)

國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)

中文版

國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書》 No. SSG-56
Safety Standards Series

Chinese, Simplified STI/PUB/1878 | 978-92-0-522223-3

87 頁(yè) | 2 圖 | € 48.00 | 出版日期：2024

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說(shuō)明

本“安全導(dǎo)則”就如何滿足原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書》第SSR-2/1（Rev.1）號(hào)規(guī)定的與核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)相關(guān)的要求提出了建議。這是原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書》第NS-G-1.9號(hào)的修訂版，本“安全導(dǎo)則”將取代它。本出版物考慮了核電廠整個(gè)生命周期設(shè)計(jì)中的開發(fā)、經(jīng)驗(yàn)和實(shí)踐。它參考并考慮了與核電廠反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)設(shè)計(jì)相關(guān)的其他原子能機(jī)構(gòu)安全標(biāo)準(zhǔn)，還包括在不同電廠狀態(tài)下實(shí)現(xiàn)將余熱排出到最終散熱器的能力所需的可靠性建議。由于這些系統(tǒng)取決于特定的反應(yīng)堆技術(shù)，因此本“安全導(dǎo)則”分別為加壓輕水堆、沸水堆和加壓重水堆制定了更適合的建議。

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關(guān)鍵詞

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