核电厂反应堆冷却剂系统和相关系统的设计

国际原子能机构

中文版

国际原子能机构《安全标准丛书》 No. SSG-56
Safety Standards Series

Chinese, Simplified STI/PUB/1878 ¦ 978-92-0-522223-3

87 页 ¦ 2 图 ¦ € 48.00 ¦ 出版日期：2024

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说明

本“安全导则”就如何满足原子能机构《安全标准丛书》第SSR-2/1（Rev.1）号规定的与核电厂反应堆冷却剂系统和辅助系统相关的要求提出了建议。这是原子能机构《安全标准丛书》第NS-G-1.9号的修订版，本“安全导则”将取代它。本出版物考虑了核电厂整个生命周期设计中的开发、经验和实践。它参考并考虑了与核电厂反应堆冷却系统和辅助系统设计相关的其他原子能机构安全标准，还包括在不同电厂状态下实现将余热排出到最终散热器的能力所需的可靠性建议。由于这些系统取决于特定的反应堆技术，因此本“安全导则”分别为加压轻水堆、沸水堆和加压重水堆制定了更适合的建议。

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关键词

原子能机构安全标准，核电厂，核设施，安全措施，安全基准，核装置，核安全，设计，选址，工程安全，运行安全，辐射安全，安全运输，放射性物质，安全管理，放射性废物，监管机构，评价，管理系统，国际合作，反应堆冷却剂系统，排热，停堆工况，冷却剂库存，运行状态，堆芯反应性，堆芯反应性控制，堆芯冷却，余热排出，事故工况，散热器，电厂状态，PIE，假想始发事件，内部危害，外部危害，安全分级，环境鉴定，校准，试验，维护，视察，监控，过压保护，辐射防护，通风，排水，安全壳隔离，结构设计，设计限值，冷却工况，压力控制，PWR，压水堆，BWR，沸水堆，PHWR，加压重水堆，安全