ANSI ASME N45.2.2-78核电厂用物项的包装、运输、接收、贮存和处理.pdf
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NB∕T 20408-2017 -核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护要求.pdf
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10-1EJT-564-1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护.docx
毕业设计（论文）
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毕业设计（论文）报告
题目：
10-1EJT-564-1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护
学号：
姓名：
学院：
专业：
指导教师：
起止日期：
10-1EJT-564-1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护
摘要：本文针对10-1EJT-564-1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护的各个环节进行了深入研究。首先介绍了核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护的基本概念和重要性，然后详细分析了各个环节的具体操作流程、安全要求和质量控制措施。最后，结合实际案例，探讨了如何提高核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存
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NBT 20408-2017 核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护要求.pdf
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NB_T 20141-2012压水堆核电厂新燃料组件包装、运输、装卸和贮存规定.pdf
ICS 27. 120. 30F 48备案号：36071—2012NB中华人民共和国能源行业标准NB/T 20141-2012代替 EJ/T 817-1994压水堆核电厂新燃料组件包装、运输、装卸和贮存规定Packaging, transportation, loading unloading and storage of fresh fuel assembly forPWR nuclear power plant2012-01－ 06 发布2012-04-06实施发布国家能源局
NB/T 20141-—2012目次前言II 范围12规范性引用文件3一般要求.包装要求5 运输要求2装卸要求
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2024核电厂新燃料接收入库规程.docx
核电厂新燃料接收入库规程
I
I
目 次
目 次 I
前 言 II
目的 1
编制依据 1
安全准备 1
工作准备 1
工作步骤 3
结束工作 7
附录 8
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新燃料接收入库规程
目的
本规程对新燃料接收入库工作以及空载内部容器的转运工作进行了描述和规定。可根据实际需要由维修工作文件包准备人员确定执行其中的全部或部分规程内容。
编制依据
序号
文件编码
文件名称
版本
1
HS1T107310FAA0001MN003
新燃料供应系统手册第3章总体设计
C
2
HS1T107310FAA0001M
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ASME规范第XI卷IWL分卷轻水冷却核电厂CC级设备要求.doc
IWL 分卷
轻水冷却核电厂CC级混凝土设备的要求
IWL-1000 范围和职责 266
IWL-1100 范围 266
IWL-1200 受检验的物项 266
IWL-1210 检验要求 266
IWL-1220 免检的物项 266
IWL-2000 检验和检查 267
IWL-2100 概要 267
IWL-2200 役前检验 267
IWL-2210 检验时间表 267
IWL-2220 检验要求 267
IWL-2220.1 混凝土 267
IWL-2220.2 无粘结的后张拉系统 267
IWL-2230 修理/更换的役前检验 267
IWL-2300 目视检验，人员资格和责任工
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ASME规范第XI卷IWD分卷轻水冷却核电厂三级设备要求.doc
IWD 分卷
轻水冷却核电厂三级设备的要求
IWD-1000 范围和职责 224
IWD-1000 范围 224
IWD-1200 应受检验的设备 224
IWD-1210 检验要求 224
IWD-1220 免受检验的设备 224
IWD-2000 检验和检查 225
IWD-2200 役前检验 225
IWD-2400 检验时间表 225
IWD-2410 检查计划 225
IWD-2411 检查计划A 225
IWD-2412 检查计划B 225
IWD-2420 相继检验 226
IWD-2430 附加检验 226
IWD-2500 检验和压力试验的要求
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ASME规范第XI卷IWC分卷轻水冷却核电厂二级设备要求.doc
IWC 分卷
轻水冷却核电厂二级设备的要求
IWC-1000 范围和职责 185
IWC-1100 范围 185
IWC-1200 应受检验的设备 185
IWC-1210 检验要求 185
IWC-1220 免受检验的设备 185
IWC-1221 RHR、ECC和CHR系统或系统一部分中的设备 185
IWC-1222 除RHR、ECC和CHR外的系统或系统一部分内的设备 185
IWC-1223 不可达的焊缝 186
IWC-2000 检验和检查 187
IWC-2200 役前检验 187
IWC-2400 检查时间表 187
IWC-2410 检查计划 18
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核电厂退役.ppt
* 核电厂退役探讨 定义： 核电厂退役是指核电厂使用期满或其他原因( 如技术已经落后或事故等) 停止运行，永不再使用，为了保证工作人员和公众不受剩余放射性物质及其它潜在风险的危害，而对这样的核电厂有计划地实施必要的善后处理，使其安全永久地退出服役的过程。 目的：是实现场址不受任何限制的开放使用。 1973 年9 月国际原子能杌构( IAEA) 首次提出核电厂退役课题。 之后，各有核电的国家对核电厂退役均给予极大的重视，并组织相关机构研发新的技术和方法。 退役的方式 立即拆除：停堆后把乏燃料元件运出场地，封存3 年左右立即开始拆除管制区内的所有设备和设施，
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重水堆核电厂.docx
重水堆核电厂
(heavywaterreactornuclearpowerplant)
以重水堆为能源的核电厂。重水堆是以重水作慢化剂的反映堆。重水的中子吸收截面小，慢化性能好，中子利用率高，故能够直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆核电厂是进展较早的核电厂。有各类类别，但已实现工业规模推行的只有加拿大进展起来的CANDU型压力管式重水堆核电厂。1962年，第一座示范堆罗耳弗顿(22MW)投入运行。1967年，第一座原型堆道格拉斯角(208MW)投入运行。1971～1973年，第一批商用重水堆核电厂皮克灵A(4×515MW)投入运行。1976～1979年，布鲁斯A(4×825MW)投入运行。目前
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内陆核电厂.ppt
江西彭泽核电厂厂址滨临长江右岸，属于长江下游湖口～安庆的东流河段，多年平均流量28700 m3/s。 * 通过水资源论证工作以及实行取水许可制度,内陆核电 厂取水可以得到保证,与周围其他用水户的用水矛盾是可以避免的。 * * * * * * 咸宁厂址（a）SF6示踪试验采样点布置和（b）现场同步气象观测位置 厂址现场的23次SF6示踪物试验 第9次释放不同方案模拟的地面浓度场与示踪物试验采样点分布比较 图中彩色阴影区表示地面平均浓度，单位（g m-3），蓝色+为采样过程中启用的采样点，黑色●表示采样过程中实际采到样品的采样点，模拟区域中心的★代表气象铁塔位置
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核电厂B（2-2）.pdf
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核电厂乏燃料干式贮存设施混凝土应用技术规程编制说明.pdf
能源行业核电标准
NB/TXXXXX-202X《核电厂乏燃料干式贮存设施混凝土
应用技术规程》
编制说明
（征求意见稿）
标准编制组
2025年1月
核电厂乏燃料干式贮存设施混凝土应用技术规程
一、任务来源及计划要求
本标准制定任务由国家能源局综合司文件《国家能源局综合司关于下达
2023年能源领域行业标准制修订计划及外文版翻译计划的通知》（国能综通科
技〔2023〕111号）下达，项目编号为能源，标准计划名称为《压水堆
核电厂乏燃料干式贮存用混凝土配合比设计规程》，由上海核工程研究设计院股
份有限公司主编，要求于2025年9月完成本项目。
二、标准编制组组成
本标准编制组成员及任务分工见表1
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GB 14589-1993核电厂低、中水平放射性固体废物暂时贮存技术规定.pdf
用
专
简
精
合
整
用
专
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GB 14589-1993核电厂低、中水平放射性固体废物暂时贮存技术规定.pdf