NBT 20369-2016 核电厂严重事故管理导则的编制和实施.pdf
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第5章 核电厂的严重事故.pdf
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5--第五章-核电厂的严重事故.ppt
堆型主要优点： RBMK类型核电站的低功率密度提供了承受较大的全厂断电能力，可以在一个小时内堆芯不会损伤； 机组可以在运行时换料，提高了可利用率水平； 石墨慢化剂设计允许使用轻水做慢化剂反应堆不适用的燃料。 堆型主要弱点： RBMK类型设计与大世界多数核电站的最主要差别是RBMK类型设计没有钢或重混凝土安全壳结构作为事故期间防止大量放射性释放的最后屏障 1979年三里岛2#机组事故表明美国为代表的西方反应堆安全壳有效性，尽管堆芯燃料一定程度熔融，事实上全部放射性被保存在安全壳内 Chernobyl事故，RBMK机组发生事故的系统不能承受事故冲击力。虽然估计爆炸释放的能量高于大多数安全壳设计
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核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究.PDF
第 卷第 期 原 子 能 科 学 技 术
年 月
核电厂大破
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核电厂严重事故下安全壳过滤排放系统设计论文.docx
核电厂严重事故下安全壳过滤排放系统设计论文
摘要：
本文针对核电厂严重事故下安全壳过滤排放系统的设计进行研究，旨在提高核电厂在面临严重事故时的安全防护能力。通过对安全壳过滤排放系统的工作原理、设计要求、关键技术和实际应用进行分析，提出了一种适用于核电厂严重事故下的安全壳过滤排放系统设计方案，为核电厂的安全运行提供理论支持和实践指导。
关键词：核电厂；严重事故；安全壳；过滤排放系统；设计
一、引言
（一）核电厂严重事故的背景及危害
1.内容一：核电厂严重事故的定义与分类
1.1核电厂严重事故是指核反应堆失去冷却能力，导致燃料棒熔化，放射性物质泄漏，对环境和公众健康造成严重威胁的事故。
1.2核电
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NBT 20368-2016 核电厂变更管理.pdf
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NBT《压水堆核电厂汽轮机检验导则编制说明》.pdf
《压水堆核电厂汽轮机检验导则》
修订说明
苏州热工研究院有限公司
2024年10月
1.任务来源
本标准制订任务来自国家能源局综合司下达的2023年能源领域行业标准制（修）订计划及英文
版翻译出版计划（国能综通科技2023【111】号），项目编号为能根据计划要求，
对《压水堆核电厂汽轮机检验导则》进行修订。
2.工作过程、主编单位和工作组成员
为顺利完成标准的修订工作，在2024年组建了标准修订工作组”（以下简称“工作组”）。
工作组成员涵盖了核电相关研究科研机构、检验检测单位以及核电业主公司。工作组成员拥有多年
汽轮机现场检验检测的技术积累，对保证本标准修订后的实用性及可操作性具有重要作用。
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NBT《核电厂役前及在役检查无损检验技术能力验证导则编制说明》.pdf
能源行业核电标准
《核电厂役前及在役检查无损检验技术能力验证导则》
编制说明
（征求意见稿）
标准编制组
年月
202412
核电厂役前及在役检查无损检验技术能力验证导则
一、任务来源及计划要求
本导则制定任务源自《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），
目标在于完成《核电厂役前及在役检查无损检验技术能力验证导则》能源行业标
准编制工作，主编单位为生态环境部华北核与辐射安全监督站、中广核检测技术
有限公司，参编单位为生态环境部核与辐射安全中心、中核武汉核电运行技术股
份有限公司、国核电站运行服务技术有限公司、
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NBT《压水堆核电厂一回路钝化技术导则编制说明》.pdf
压水堆核电厂一回路钝化技术导则
编制说明
（征求意见稿）
2024年11月
15
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一.任务来源及计划要求；
任务来源：
本标准根据国家能源局文件“国能综通科技[2023]111号”而制定。
计划要求：
根据课题任务书或合同要求，本标准各阶段草案的完成时间安排为：2024
年8月，完成编制组讨论稿，2024年11月完成征求意见稿，2025年7月完成送
审稿，2025年12月完成报批稿。
二.编制过程
主要起草人及工作分工：
本标准由中广核有限公司主编，上海核工程研究设计院股份有限公司参编。
编写人员：李鸿山、伍家彬、陈世记、张英良、张明、李百涛、张鹏。
表1：标准编制组成员名单
序号姓名单位
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NBT《核电厂废气处理系统调试技术导则编制说明》.pdf
核电厂废气处理系统调试技术导则
编制说明
（征求意见稿）
2024年12月24日
14
/
一.任务来源及计划要求
1任务来源：
国家能源局文件“国能综通科技[2023]111号”下达了《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》，明确了《核电厂废气处理系统
调试技术导则》的编制要求(能。
2计划要求：
根据课题任务书或合同要求，本标准各阶段草案的完成时间安排为：2024年4月，完
成标准编制方案；2024年8月，完成标准初稿；2024年11月，完成征求意见稿；2025年
7月，完成标准送审稿；2025年12月，完成标准报批稿。
本标准于2024年3
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NBT《压水堆核电厂汽轮机检验导则编制说明》.pdf
1.任务来源
本标准制订任务来自国家能源局综合司下达的2023年能源领域行业标准制（修）订计划及英文
版翻译出版计划（国能综通科技2023【111】号），项目编号为能根据计划要求，
对《压水堆核电厂汽轮机检验导则》进行修订。
2.工作过程、主编单位和工作组成员
为顺利完成标准的修订工作，在2024年组建了标准修订工作组”（以下简称“工作组”）。
工作组成员涵盖了核电相关研究科研机构、检验检测单位以及核电业主公司。工作组成员拥有多年
汽轮机现场检验检测的技术积累，对保证本标准修订后的实用性及可操作性具有重要作用。标准编
制工作组，制定了标准修订工作进度计划，调研收集核电汽轮机的制造质量控制文件、
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NBT 25052-2016 核电厂常规岛热力性能试验导则.pdf
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《压水堆核电厂性能试验管理导则》-编制说明.docx
《压水堆核电厂性能试验管理导则》编制说明
（征求意见稿）
一、工作简况
1、任务来源
本标准来源为2024年度核能行业协会团标编制计划（核协核电函[2023]259号），根据计划要求，《核电厂性能试验管理导则》由中核核电运行管理有效公司作为主编单位负责标准的编制工作，参编单位为海南核电有限公司、福建福清核电有限公司、福建宁德核电有限公司、国核示范电站有限责任公司。编制周期为2024年3月到2025年12月。
根据2024年5月28日核能行业协会团标立项审查会的审查意见，团标名称由《核电厂性能试验管理导则》修改为《压水堆核电厂性能试验管理导则》
2、主要工作过程
根据任务要求，中核核电运行管理有
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NBT《高温气冷堆核电厂在役检查指南编制说明》.pdf
高温气冷堆在役检查规范
编制说明
一、任务来源及计划要求
本任务属于国家能源局综合司于2023年9月下达的“能源领域行业标准
制修订计划及外文版翻译计划”项目，由华能核能技术研究院有限公司、，华能
山东石岛湾核电有限公司、生态环境部核与辐射安全中心、中核武汉核电运行技
术股份有限公司、苏州热工研究院有限公司负责标准起草编制。
计划要求《高温气冷堆在役检查规范》2025年12月发布，据此计划2024
年6月完成征求意见稿，2024年12月完成送审稿，2025年9月完成报批稿。
二、编制情况
本标准编制原则是立足于高温气冷堆核电厂的特点，高温气冷堆核电站示范
工程是国家十六个重大专项之一，2012
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TCNEA-核电厂反应性管理导则.pdf
ICS
点击此处添加中国标准文献分类号
团体标准
T/CNEAXXXX—XXXX
核电厂反应性管理导则
Guidelinesforreactivitymanagementofnuclearpowerplants
点击此处添加与国际标准一致性程度的标识
（征求意见稿）
（本稿完成日期：2022/6/24）
XXXX-XX-XX发布XXXX-XX-XX实施
中国核能行业协会发布
T/CNEAXXXX—XXXX
目次
前言II
1范围1
2术语和定义1
3反应性管理目的1
4反应性管理的一般原则1
5反应性重要操作管理2
6反应性管理培训5
7影响反应性的设备缺陷管理6
8反应性管理评估6
9其他需
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TCNEA-核电厂设备管理导则.pdf
ICS27.120.20
CCS
F65
团体标准
T/XXXXXXX—XXXX
核电厂设备管理导则
GuidelinesforEquipmentManagementinNuclearPowerPlant
（报批稿）
20221116
（本艉案完成时间：年月日）
在提交反馈意见时，请将您知道的相关专利连同支持性文件一并附上。
XXXX-XX-XX发布