现行 NB/T 20560.7-2021
压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第7部分:下游效应(堆芯内)试验技术要求 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第7部分:下游效应(堆芯内)试验技术要求 Design and performance evaluation of emergency core cooling system strainer for pressurized water reactor nuclear power plant—Part 7: Technical requirements for downstream(in-vessel) effects test
发布日期：2021-04-26
实施日期：2021-07-26
分类信息
发布单位或类别： 中国 行业标准-能源
CCS分类： F65能源、核技术 - 核反应堆 - 核电厂核岛
ICS分类： 27.120.20核能工程 - 核电站、安全
研制信息

归口单位： 核工业标准化研究所归口

起草单位： 中国核动力研究设计院、 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有限公司

起草人： 王涛、 毕景良、 宫厚军、 李勇、 郑华、 朱京梅、 戚展飞、 扬子江、 郭丹丹、 鲍青波、 胡剑

标准简介

本文件规定了压水堆核电厂(后简称为PWR）应急堆芯冷却系统过滤器下游效应（堆芯内）试验的包括一般要求，试验材料制备，试验装置，试验方法，分析结果评估，记录及报告等方面的技术要求。本文件适用于PWR应急堆芯冷却系统过滤器下游效应（堆芯内）试验分析。其他堆型可参考实施

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最后更新时间 2025-09-02