压水堆核电厂反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统调试技术导则 |
 |
| 标准编号：NB/T 20711-2023 |
标准状态：现行 |
|
| 标准价格：0.0 元 |
客户评分：  |
|
|
立即购买工即可享受本标准状态变更提醒服务！ |
|
|
|
|
|
本文件规定了压水堆核电厂反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统调试的试验目的、试验条件、试验内容及要求。
本文件适用于压水堆核电厂反应堆换料水池和乏燃料水池冷却处理系统调试，其他堆型可参照使用。 |
|
|
|
| 英文名称： |
Commissioning technical guidelines for the reactor cavity and spent fuel pit cooling and treatment system of PWR nuclear power plant |
 中标分类： |
能源、核技术>>核反应堆>>F65核电厂核岛 |
| ICS分类： |
能源和热传导工程>>核能工程>>27.120.20核电站、安全 |
| 发布部门： |
国家能源局 |
| 发布日期： |
2023-12-28 |
| 实施日期： |
2024-06-28
|
| 提出单位： |
能源行业核电标准化技术委员会 |
| 归口单位： |
中国核电发展中心 |
| 起草单位： |
中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、上海核工程研究设计院股份有限公司 |
| 起草人： |
张翔、陈伟、赵军、葛宝英、周钊、高鑫、纳红卫 |
| 出版社： |
原子能出版社 |
|
|
|
本文件按照GB/T1.1-2020《标准化工作导则第1部分:标准化文件的结构和起草规则》的规定起草。
本文件由能源行业核电标准化技术委员会(NEA/TC2)提出。
本文件由中国核电发展中心归口。
本文件起草单位:中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、上海核工程研究设计院股份有限公司。
本文件的主要起草人:张翔、陈伟、赵军、葛宝英、周钊、高鑫、纳红卫。 |
|
|
|
| |