N45.4-1972
核反应堆安全壳结构的泄漏率测试

Leakage-rate testing of containment structures for nuclear reactors

核反应堆安全壳结构的泄漏率测试, 您可以免费下载预览页

非常抱歉，我们暂时无法提供预览，您可以试试：免费下载 N45.4-1972 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: N45.4-1972
发布: 1972年
发布单位: ANS - American Nuclear Society

适用范围: 本标准规定了运行核反应堆外壳安全壳结构泄漏率定量测定的做法和试验要求。这些规定适用于核电@测试@研究@和训练反应堆@的安全壳结构，只要气密安全壳结构被指定为运行条件。目的本标准的目的是规定确定核反应堆安全壳结构泄漏率的统一方法，并以允许对核反应堆中可能存在的潜在危险流体的释放进行估计的方式进行。遏制结构。

N45.4-1972相似标准

ANSI/ANS 56.8-2002 核反应堆.安全壳系统泄漏测试要求 GB/T 12789.4-1994 核反应堆仪表准则第4部分:液态金属冷却快堆 GB 12789.3-1992 核反应堆仪表准则第三部分：高温气冷反应堆 EJ/T 488-1989 三十万千瓦压水堆核电厂混凝土安全壳结构完整性试验和泄漏率试验 EJ/T 667-1992 与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护

推荐

我国核电现状与核安全保障

实践证明，核能是一种安全、清洁、可靠的能源。我国人均能源资源占有率较低，分布也不均匀，为保证我国能源的长期稳定供应，核能将成为必不可少的替代能源。发展核电可改善我国的能源供应结构，有利于保障国家能源安全和经济安全，有利于调整能源结构，改善大气环境，有利于提高装备制造业水平，促进科技进步。　　我们要充分认识到，建造核电厂是有风险的，首先是强放射性。...

堆芯收集器的定义

堆芯收集器是将耐热性的部件配设在核反应堆外壳下部干井的地面部分，以使熔融堆芯不会将核反应堆外壳的下部熔融贯通、或者使放射性物质泄漏。但是，仅通过铺满单纯的耐热性的部件，有可能不能充分地将堆芯碎片冷却。此外，如果为了将堆芯碎片冷却而配设多个用来通过冷却水的配管，则有在其配设中花费工夫的问题。...

专家推解核泄漏发生过程

然而，几天后相继传来核电站爆炸和反应堆受损的消息。部分专家通过媒体上描绘的各个节点的场景为记者勾勒出福岛核电站核泄漏的大致过程：　　由于核裂变的链式反应在地震之初就已自动停止，所以在核反应堆内的燃料棒不会发生像原子弹那样的核爆炸。　　所谓堆芯熔化，是指核反应堆温度上升过高，造成燃料棒熔化并发生破损事故。...

欧美大地将携手Optosensing带来高精度分布式光纤传感产品

Optosensing光纤传感产品典型应用大型土木工程结构，如隧道、桥梁、大坝、反应堆安全壳等的监测；铁路线路和基础设施的监测；陆地和海上管道的监测；结构健康监测、第三方入侵和泄漏探测;船舶和石油平台的结构健康监测；地热应用的温度梯度监测等分布式传感固有优势有以下几点：自光纤传感器安装以后以及结构的使用寿命期间，可以空间连续地监测结构的完整性；在整个监测区域内检测结构缺陷；可以在早期发现潜在的结构问题...

N45.4-1972核反应堆安全壳结构的泄漏率测试