NB-T 20687-2023 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 -在线下载 -AI解读-industrystandards.asia

ICS27.120.20 F 65 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20687—2023 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 Requirements for in-vessel corium retention strategy of pressurized water reactor nuclear power plant under severe accidents 行业标准信息服务平台 2023-10-11发布 2024-04-11实施发布国家能源局 NB/T20687—2023 目次前言 II 1 范围 2规范性引用文件 3 术语和定义缩略语， 4 5总体原则， 2 6设计要求. 2 7分析要求 3 附录A（资料性） IVR现象描述 6 附录B（资料性）相关传热关系式 11 附录C（资料性） IVR稳态条件下的热工分析示例 14 行业标准信息服务平台 NB/T20687—2023 前言草。请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。本文件由中国核电发展中心归口。本文件起草单位：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。本文件主要起草人：郑明光，严锦泉，芦苇，曹克美，王佳，张琨，黄代顺，刘丽莉，王高鹏，展德奎，陈鹏，张会勇。行业标准信息服务平台 II

NB-T 20687-2023 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

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本文档由人生无常于 2024-09-01 00:07:35上传分享