核電廠反應堆冷卻劑系統和相關系統的設計

國際原子能機構

中文版

國際原子能機構《安全標準叢書》 No. SSG-56
Safety Standards Series

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

87 頁 | 2 圖 | € 48.00 | 出版日期：2024

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說明

本“安全導則”就如何滿足原子能機構《安全標準叢書》第SSR-2/1（Rev.1）號規定的與核電廠反應堆冷卻劑系統和輔助系統相關的要求提出了建議。這是原子能機構《安全標準叢書》第NS-G-1.9號的修訂版，本“安全導則”將取代它。本出版物考慮了核電廠整個生命周期設計中的開發、經驗和實踐。它參考并考慮了與核電廠反應堆冷卻系統和輔助系統設計相關的其他原子能機構安全標準，還包括在不同電廠狀態下實現將余熱排出到最終散熱器的能力所需的可靠性建議。由于這些系統取決于特定的反應堆技術，因此本“安全導則”分別為加壓輕水堆、沸水堆和加壓重水堆制定了更適合的建議。

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關鍵詞

原子能機構安全標準，核電廠，核設施，安全措施，安全基準，核裝置，核安全，設計，選址，工程安全，運行安全，輻射安全，安全運輸，放射性物質，安全管理，放射性廢物，監管機構，評價，管理系統，國際合作，反應堆冷卻劑系統，排熱，停堆工況，冷卻劑庫存，運行狀態，堆芯反應性，堆芯反應性控制，堆芯冷卻，余熱排出，事故工況，散熱器，電廠狀態，PIE，假想始發事件，內部危害，外部危害，安全分級，環境鑒定，校準，試驗，維護，視察，監控，過壓保護，輻射防護，通風，排水，安全殼隔離，結構設計，設計限值，冷卻工況，壓力控制，PWR，壓水堆，BWR，沸水堆，PHWR，加壓重水堆，安全