EJ/T 924-1995 轻水堆隔间压力与温度瞬态分析
资料介绍
本标准规定了轻水堆核电厂安全壳内和安全壳外由高能或中能管道破裂或其他事件引起的短期和长期的隔间内压力与温度瞬态与淹没影响分析所必需的方法与准则。恨据本标准规定的方法与准则所得到的分析结果是保守的。
本标准适用于核电厂安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计与审查,也适用于隔间内设备的质量鉴定。
本标准不考虑由于管道破裂引起的喷射力及有关作用,也不包括管道支架设计及破口位置确定。
本标准适用于核电厂安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计与审查,也适用于隔间内设备的质量鉴定。
本标准不考虑由于管道破裂引起的喷射力及有关作用,也不包括管道支架设计及破口位置确定。
相关资料
- T/CNS 55-2022 核电厂安全重要电气设备和系统文件的标识要求
- T/CNS 54-2022 放射化工用高耐蚀材料腐蚀速率挂片测定方法
- T/CNS 58-2022 高温气冷堆核动力厂蒸汽发生器二回路侧停(备)用腐蚀防护导则
- T/CNS 57-2022 高温气冷堆核动力厂石墨粉尘去污导则
- T/CNS 56-2022 核电厂安全重要电气设备鉴定
- T/CNS 61-2022 高温气冷堆核动力厂堆功率阶跃和线性变化动态响应试验导则
- T/CNS 60-2022 高温气冷堆核动力厂反应堆首次装料及初始临界试验
- T/CNS 59-2022 高温气冷堆核动力厂安全基准变更风险准则
- T/CNS 64-2022 高温气冷堆核动力厂热氦温度控制系统闭环试验导则
- T/CNS 63-2022 高温气冷堆核动力厂核功率控制系统闭环试验导则
