HAD 102-08-2020 核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统的设计
简介
HAD 102-08-2020
应堆冷却剂系统及其有关系统的设计（国家核安全局 2020年12月30日批准）
核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统的设计（2020年 12 月 30日国家核安全局批准）本导则自 2020年 12 月 30日起实施本导则由国家核安全局负责解释
本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。 目 录 1 引 言................................................................8 1.1 目的 ............................................................ 8 1.2 范围 ............................................................ 8 2 反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围 ...................................9 2.1 概述 ............................................................ 9 2.2 反应堆冷却剂系统 ................................................ 9 2.3 停堆工况下排出热量的系统 ....................................... 10 2.4 运行状态下控制反应堆冷却剂装量的系统 ........................... 10 2.5 运行状态下控制堆芯反应性的系统 ................................. 10 2.6 事故工况下冷却堆芯和排出余热的系统 ............................. 10 2.7 事故工况下控制堆芯反应性的系统 ................................. 11 2.8 所有核动力厂状态下的最终热阱和余热传输系统 ..................... 11 3 反应堆冷却剂系统及其有关系统的通用设计准则 ..........................11 3.1 概述 ........................................................... 11 3.2 安全功能 ....................................................... 13 3.3 假设始发事件 ................................................... 13 3.4 内部危险 ....................................................... 13 3.5 外部危险 ....................................................... 14 3.6 事故工况 ....................................................... 15 3.7 设计限值和验收准则 ............................................. 18 3.8 可靠性 ......................................................... 18 3.9 纵深防御 ....................................................... 21 3.10 安全分级 ...................................................... 21 3.11 安全重要物项的环境鉴定 ........................................ 21 3.12 载荷和载荷组合 ................................................ 22
HAD 102-08-2020
应堆冷却剂系统及其有关系统的设计（国家核安全局 2020年12月30日批准）
核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统的设计（2020年 12 月 30日国家核安全局批准）本导则自 2020年 12 月 30日起实施本导则由国家核安全局负责解释
本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。 目 录 1 引 言................................................................8 1.1 目的 ............................................................ 8 1.2 范围 ............................................................ 8 2 反应堆冷却剂系统及其有关系统的范围 ...................................9 2.1 概述 ............................................................ 9 2.2 反应堆冷却剂系统 ................................................ 9 2.3 停堆工况下排出热量的系统 ....................................... 10 2.4 运行状态下控制反应堆冷却剂装量的系统 ........................... 10 2.5 运行状态下控制堆芯反应性的系统 ................................. 10 2.6 事故工况下冷却堆芯和排出余热的系统 ............................. 10 2.7 事故工况下控制堆芯反应性的系统 ................................. 11 2.8 所有核动力厂状态下的最终热阱和余热传输系统 ..................... 11 3 反应堆冷却剂系统及其有关系统的通用设计准则 ..........................11 3.1 概述 ........................................................... 11 3.2 安全功能 ....................................................... 13 3.3 假设始发事件 ................................................... 13 3.4 内部危险 ....................................................... 13 3.5 外部危险 ....................................................... 14 3.6 事故工况 ....................................................... 15 3.7 设计限值和验收准则 ............................................. 18 3.8 可靠性 ......................................................... 18 3.9 纵深防御 ....................................................... 21 3.10 安全分级 ...................................................... 21 3.11 安全重要物项的环境鉴定 ........................................ 21 3.12 载荷和载荷组合 ................................................ 22
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