ej-t-561-19xx压水堆核电厂安全停堆设计准则（送审稿）
|
ID： |
F9C8A8CDE9174817A9A60A2787B142ED |
|
文件大小(MB)： |
1.02 |
|
页数： |
18 |
|
文件格式： |
|
|
日期： |
2024-8-17 |
|
购买： |
文本摘录（文本识别可能有误，但文件阅览显示及打印正常，pdf文件可进行文字搜索定位）：
标准下载网(www.freebz.net),ICS 27.120. 20,F65,EJ,中华人民共和国核行业标准,EJ/T 561-19X X,eqv ANS 58.11-1995,压水堆核电厂,安全停堆设计准则,design criteria for safety shutdown,in pressurized water reactor nuclear power plants,（送审稿）,199X-XX-XX 发布199X-XX-XX 实施,中国核工业总公司发‘布“ア.,标准下载网(www.freebz.net),EJ/T 561-XXXX,本国前言,本标准等效采用 ANSI/ANS 58.11—1995"design criteria for safe shutdown following,selected design basis events in light water reactorsMo,.本标准是对EJ/T 561—91“压水堆停堆冷却准则”(参照ANSI/ANS 58. 11—1983),“cooldown criteria for Light water reactors")的修订,.本标准改名为“压水堆核电厂安全停堆设计准则”,是基于标准名称与标准内容更一致,并与我国现行的EJ标准定名相一致,本标准的内容是有关压水堆核电厂安全停堆必须实施的功能，以及实施这些功能的系,统、设备设计必须遵循的基本安全原则和要求,采用标准中论及的“不要求专设安全设施运行的设计基准事件”，本标准改为“不要求应,急堆芯冷却系统运行的设计基准事件”,采用标准中有关的术语，除本标准定义的外，可参阅GB 4960. 2 —1996,采用标准中的,术语不ーー写入本标准。本标准术语的基准值与大亚湾核电厂不一致,请使用者注意,采用标准的系统设计准则3. 5. 2"安全停堆系统的设计,必须遵守轻水堆安全重要流体;,系统的设计准则”,本标准改为“安全停堆系统的设计,必须遵守压水堆核电厂单ー故障准,则”,这样流体系统的单一故障准则和电气系统的单ー故障准则都考虑到了,本标准自实施之日起同时替代EJ/T 561 — 92,本标准由全国核能标准化技术委员会提出,本标准由核工业标准化研究所归ロ,本标准由核工业标准化研究所负责修订. .,本标准主要修订人:王根生、毕月琴、韩承慈,'本标准首次发布日期为1991年10月11日,标准下载网(www.freebz.net),ANSI/ANS 58.11 前言,背景:,本标准为电厂设计人员关于反应堆停堆并保持在安全停堆状态(包括冷却到冷停堆状,态)的设计提供指导。本标准还考虑到在要求反应堆停堆的每个瞬态后继续进入冷停堆状态,期间,有意地将反应性瞬态、温度瞬态和压力瞬态的影响施加到电厂上是不可取的,编制:,本标准的初版于1983年出版,接着于1988年作了重新确认,在确认过程中提供了 28,条意见,这些意见已写入这个标准中,此外,该标准还经过全面修订,使其与其他较新的,ANS标准相一致,并且涉及改进型和先进型轻水堆的ー些工业方面的工作,包括非能动专,设タ全设施的设计。本标准初版提供了电厂从热停堆到冷停堆状态的设计准则,本版将扩大,本标准的范围,提供电厂安全停堆的设计准则,包括反应堆停堆并长期保持在安全停堆状态,的设计准则,该准则还包括在ー个设计基准事件发生后的36h内,电厂从热态冷却到冷停堆,状态的要求。此外,设计准则还包括允许设计人员选择另ー个高于基准温度的温度作为长期,安全停堆状态的维持温度,由于早期核电厂关于设计基准事故的设计研究已有大量导则可供指导,这些导则包含,在NRC管理标准和ANS标准中,然而,直到?0年代末,只有少量关于在发生不是最终安,全分析报告论及的ー类事故后,安全停堆的导则,为此,编制了 ANS 58.11。因此,本标准不,考虑最终安全分析报告论及的哪些设计基准事故,根据特定电厂或厂址特征,可以考虑另外的设计思想。本标准是按照功能要求编写,允,许有灵活性。本标准还参考了其他用于安全停堆系统的设计标准,本标准不限制设计人员采用其他能确保核安全的标准。通常一个理想的设计方案可由,几个设计概念中的某ー个来实现。设计者能够从满足本标准规定的其他文本,通过系统和设,备相互关系的考虑来选择所采用的标准。.,本标准由ANS 58. 11工作组编制,并于1995年由NUPPSCO审査批准,本标准应配合改进型或先进型轻水堆核电厂使用,编制组可继续努力,增加或修改本准则,以变更颁发许可证要求,实现各项エ业标准和,正在编制标准的标准化,并尽可能提供补充说明或解释,轻水堆管理委员会将定期修订本标,准。.,标准下载网（www.freebz.net）,目 次,范围,2引用标准..,3定义,4 .基本安全准则..,4.1 设计总则. .. .,4.2 电厂状态. .,4.3 安全有关功能,4.4 设备设计准则. ..,4.5 系统设计准则,4- 6操纵员动作准则..,4. 7性能准则ー堆芯反应性控制准则.,4.8 性能准则ー堆芯排热准则.,4. 9性能准则一反应堆冷却剂系统压カ边界完整性准则..,4. 10停堆维修..,5 反应性控制准则,5.1 反应性控制基准..,5.2 硼储备准则,5： 3反应堆冷却剂混合准则.. 晻,6 堆芯排热设计准则.,6.1 高压排热..,6.2 低压排热..,6.3 排热速率..,6.4 冷却水供给.. -,7 RCS完整性设计准则..,7. 1反应堆冷却剂系统压カ控制..,7.2反应堆冷却剂系统装量控制.. ..,7. 3反应堆冷却剂系……
……