CSA N290.11-13:2014
核电厂停堆时反应堆排热能力要求

Requirements for reactor heat removal capacity during shutdown of nuclear power plants


 

 

非常抱歉,我们暂时无法提供预览,您可以试试: 免费下载 CSA N290.11-13:2014 前三页,或者稍后再访问。

您也可以尝试购买此标准,
点击右侧 “立即购买” 按钮开始采购(由第三方提供)。

 

标准号
CSA N290.11-13:2014
发布
2014年
发布单位
SCC
当前最新
CSA N290.11-13:2014
 
 
代替标准
CSA N290.11-13
被代替标准
27.120.20
适用范围
1 Domaine d’application 1.1 Cette norme s’applique à la conception, à la qualification, à l’installation, à la mise en service, à l’exploitation, à l’entretien, à la mise à l’essai, à l’inspection et à la documentation des systèmes qui assurent l’évacuation de la chaleur du coeur du réacteur vers la ou les sources froides ultimes pour les centrales nucléaires refroidies à l’eau pendant les arrêts. 1.2 Cette norme s’applique uniquement au refroidissement du combustible dans le coeur du réacteur ; elle ne s’applique pas au refroidissement du combustible épuisé, au ravitaillement à l’extérieur du réacteur ni au réacteur dont on a retiré le combustible. 1.3 Le mot «arrêt» s’applique aux conditions suivantes du réacteur : a) un état d’arrêt sous-critique assuré par des moyens physiques ; ou Note : Dans le cas des réacteurs CANDU il s’agit d’un état d’arrêt garanti. b) un état d’arrêt critique ou sous-critique peu importe la puissance lorsque les sources froides normales (à puissance élevée) ne sont pas la source froide primaire. Note : L’injection de vapeur dans les turbines ou les condenseurs sont des exemples de sources froides à puissance élevée. 1.4 Dans le contexte de cette norme, l’arrêt commence au moment où les sources froides normales à puissance élevée ne sont plus considérées comme la source froide primaire. On considère que l’arrêt est terminé lorsque les sources froides normales à puissance élevée recommencent à faire partie de l’exploitation à puissance élevée. 1.5 Cette norme s’applique à tous les systèmes qui contribuent au transfert de la chaleur a) par le transport de la chaleur vers la source froide ultime ; b) en fournissant de l’énergie ou de l’air comprimé ; c) en maintenant l’inventaire des sources froides ; ou d) par la surveillance et le contrôle. Note : L’expression «sources froides» utilisées dans cette norme s’applique à la combinaison des systèmes ou des portions des systèmes qui contribuent à ces fonctions. 1.6 Dans cette norme, le terme «doit» indique une exigence, c’est-à-dire une prescription que l’utilisateur doit respecter pour assurer la conformité à la norme ; «devrait» indique une recommandation ou ce qu’il est conseillé mais non obligatoire de faire ; et «peut» indique une possibilité ou ce qu’il est permis de faire. Les notes qui accompagnent les articles ne comprennent pas de prescriptions ni de recommandations. Elles servent à séparer du texte les explications ou les renseignements qui ne font pas proprement partie de la norme. Les notes au bas des figures et des tableaux font partie de ceux-ci et peuvent être rédigées comme des prescriptions. Les annexes sont qualifiées de normatives (obligatoires) ou d’informatives (facultatives) pour en préciser l’application.

CSA N290.11-13:2014相似标准


推荐

我国核设施通过全面检查 安全性指标达较好水平

本应将芯余热导入海水的系统遭到破坏,导致芯余热无法导出。  “我们的设计要多样化。”柴国旱认为,“不仅要能通过海水系统导出余热,还要有空气系统冷却。比如,广东阳江5&6号项目,这一项目专门设置了一个空冷塔系统(安全壳及乏燃料水池事故后中长期系统)。虽然投资上亿元,但为了安全,绝不吝惜。”  ...

核电厂有哪些类型(走近核电)

  在美国颁布“和平利用原子能”法案后,直到20世纪70―80年代这个“第一核纪元”里,核裂变反应堆已经从发电不足1瓦的“芝加哥I号”,巍然成长为形式各异的百万千瓦级能量巨人了。各工业发达国家也随之产生了一批拥有核电厂设计、开发能力的龙头企业,在商用核电产业竞技场上颇有群雄逐鹿之势。  核电厂最为重要的部分是以反应堆为核心的核蒸汽供应系统。...

国际原子能机构:老旧核电厂安全性堪忧

“3.11”大地震一周年的福岛第一核电厂  在日本福岛核灾难发生一年之际,国际原子能机构发布报告称,全球80%的核电厂服役年龄已经超过20年,但许多运营商仍计划让核电厂超期服役,安全隐患令人堪忧。  国际原子能机构年度《核安全评论》称:“老旧反应堆应满足强化的安全目标,接近目前或未来的反应堆设计标准。然而,对于老旧反应堆能否满足上述要求,人们表示担忧。”  ...

环保部核专家:中国要集中全力发展第三代核电

但对核电而言,以后,核燃料要继续发出大量的余热(衰变热),如果余热没有及时排出,就足以把反应堆熔化,导致放射性物质泄漏,这就要求,核电设备有能力包容放射性物质,以防泄漏。   郁祖盛认为,日本福岛核电事故的主要原因就在于,在意外天灾面前,这三大要素并不完全具备。截止到15日下午,日本受影响核电站共有4个,分别为福岛第一核电站、福岛第二核电站、女川核电站、东海第二核电站。...





Copyright ©2007-2022 ANTPEDIA, All Rights Reserved
京ICP备07018254号 京公网安备1101085018 电信与信息服务业务经营许可证:京ICP证110310号