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压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求 (NB/T 20687-2023)

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压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求 (NB/T 20687-2023)

标准号NB/T 20687-2023状态

发布于:2023-10-11

实施于:2024-04-11

压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求基本信息

标准号:NB/T 20687-2023

制修订:制定

中国标准分类号:F65

国际标准分类号:27.120.20

技术归口:中国核电发展中心

批准发布部门:国家能源局

行业分类:电力、热力、燃气及水生产和供应业

标准类别:方法标准

适用范围:适用于压水堆核电厂熔融物压力容器内滞留(IVR)措施的设计及有效性分析。

起草单位:上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、中广核研究院有限公司

起草人:郑明光、严锦泉、芦苇、曹克美、王佳赟、张琨、黄代顺、刘丽莉、王高鹏、展德奎、陈鹏、张会勇

压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求 (NB/T 20687-2023)

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