NB/T 20291-2014
非能动压水堆核电厂正常余热排出系统设计准则
Design criteria for passive PWR NPP normal residual heat removal system
NBT20291-2014, NB20291-2014
NB/T 20291-2014 中，可能用到以下仪器设备
- 标准号
- NB/T 20291-2014
- 别名
- NBT20291-2014
NB20291-2014 - 发布
- 2014年
- 发布单位
- 行业标准-能源
- 当前最新
- NB/T 20291-2014
- 引用标准
- EJ/T 331 EJ/T 336 GB/T 17569 NB/T 20268
- 本标准规定了非能动压水堆核电厂正常余热排出系统基本的设计要求,以确保系统能够安全、可靠地执行其预定的功能。本标准适用于非能动压水堆核电厂正常余热排出系统的设计。
NB/T 20291-2014相似标准
推荐
我国核电现状与核安全保障
由于反应堆在停堆后，还有一定量的功率，因此反应堆必须设置停堆余热排出系统来保证反应堆的安全。反应堆停堆后的功率，主要由缓发中子引起的裂变反应、裂变产物的衰变以及其它材料的中子俘获等因素引起的。经过科学计算，核反应堆在停堆几小时后，还有1%左右的热功率。可见核电厂即使停堆以后，在一个相当长的时间内，仍需要不断提供冷却手段，使堆芯得到冷却。 ...
中国品牌三代核电技术起步 首台机组自主率80%
它沿用了AP1000先进的非能动安全理念，不依赖外部电源，能确保极端事故条件下反应堆安全和余热导出及堆芯衰变热安全排出，事故发生72小时内无需人工干预，72小时后具备补给能力，大量放射性释放到环境的概率小于10-7/堆年，比现有的二代核电技术低1~2个量级;在此基础上，通过多个领域的技术创新，使其安全性、经济性和环境相容性有了进一步提升，满足世界最新核安全标准，达到世界领先水平。 ...
2017 年核能科技热点回眸
另外，计划在英国穆尔赛德建设的3座核电站拟采用APR1400设计。 非能动安全技术 福岛核电站的安全系统因失去外来电源而无法发挥功效，演变成严重事故。此事故也显示非能动安全系统的重要性。核电厂的非能动安全系统的基本成员包含“非能动余热排出系统”“非能动注水系统”和“自动泄压系统”等。Kim 和Bang 利用堆芯內的压力差设计出更有效的非能动堆芯降温系统。...
核电：不该被误解的清洁能源
分别是美国西屋电气公司的先进非能动压水堆（AP1000）、法国阿海珐公司的欧洲压水堆（EPR）、美国通用电气公司的先进沸水堆（ABWR）和经济简化型沸水堆（ESBWR）、日本三菱公司的先进压水堆（APWR）和韩国电力工程公司的韩国先进压水堆（APR1400）。我国自主设计的CAP1400和“华龙一号”也是三代核电技术。 从目前的核电发展情况来看，第三代核电技术已成为当今国际上核电发展的主流。...