《非能動安全系統壓水堆核電廠總設計要求》是2018年7月1日實施的一項中國國家標準。
基本介紹
- 中文名:非能動安全系統壓水堆核電廠總設計要求
- 外文名:General design requirements of pressurized water reactor nuclear power plants with passive safety systems
- 標準類別:安全
- 標準號:GB/T 35730-2017
《非能動安全系統壓水堆核電廠總設計要求》是2018年7月1日實施的一項中國國家標準。
《非能動安全系統壓水堆核電廠總設計要求》是2018年7月1日實施的一項中國國家標準。編制進程2017年12月29日,《非能動安全系統壓水堆核電廠總設計要求》發布。2018年7月1日,《非能動安全系統壓水堆核電廠總設計要求...
系統介紹 1. 壓水堆核電站主迴路系統 壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開,它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為:主泵將高壓冷卻劑送入反應堆,一般冷卻劑保持在120~160個大氣壓。在高壓情況下,冷卻劑的溫度...
非能動壓水堆核電廠正常餘熱排出系統設計準則 《非能動壓水堆核電廠正常餘熱排出系統設計準則》是2014年11月1日實施的一項行業標準。起草人 陳健華、蘇夏等。起草單位 上海核工程研究設計院、中國核電工程公司等。
第八章 反應堆系統熱工水力設計 第九章 AP1000核測系統和特殊監測系統 第三篇 AP1000核電廠系統和設備 第十章 核安全部件與設備的安全要求 第十一章 AP1000反應堆冷卻劑系統 中冊 第十二章 AP1000的非能動堆芯冷卻系統 第十三章 ...
EPR提出在未來壓水堆設計中採用共同的安全方法,通過降低堆芯熔化和嚴重事故機率和提高安全殼能力來提高安全性,從放射性保護、廢物處理、維修改進、減少人為失誤等方面根本改善運行條件;AP1000則以全非能動安全系統、簡化設計和布置以及...
安全系統 由於運行中的反應堆存在著潛在風險,在反應堆、核電廠的設計、建造和運行過程中 ,必須堅持和確保全全第一的原則, 核電廠運行史上三哩島和車諾比兩次重大事故發生後 ,人們針對反應堆安全性提出了更高的要求。通常,反應...
六、儀表和控制系統 七、電氣系統 第四節 AP1000核電廠的總體布置 一、廠房布置與結構的主要特點 二、核島廠房 三、汽輪機廠房 第五節 AP1000相對於AP600的設計改進 一、反應堆冷卻劑系統及若干主要設備 二、非能動安全系統與若干...
《壓水堆核電廠安全殼過濾排放系統設計準則》是2017年7月1日實施的一項行業標準。適用範圍 本標準規定了壓水堆核電廠安全殼過濾排放系統設計的基本要求,包括該系統的功能、系統設備、設計準則、試驗和檢查要求等。本標準適用於壓水堆核電...
全書共分十章,在概要介紹了核電與核安全基本知識及壓水堆核電廠系統之後,深入論述了事故分析的確定論方法、機率安全評價技術、嚴重事故過程、嚴重事故分析方法與主要結果、事故處置、運行安全與運行安全管理、壓水堆設計改進等方面,詳盡地...
七、電氣系統 49 第四節 AP1000核電廠的總體布置 50 一、廠房布置與結構的主要特點 50 二、核島廠房 51 三、汽輪機廠房 52 第五節 AP1000相對於AP600的設計進 52 一、反應堆冷卻劑系統及若干主要設備 52 二、非能動安全系統...
AP1000主要安全系統,如餘熱排出系統、安注系統、安全殼冷卻系統等,均採用非能動設計,系統簡單,不依賴交流電源,無需能動設備即可長期保持核電站安全,非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴重事故的設計可將損壞的堆...