压水堆核电厂隔间压力与温度瞬态分析

基础信息

标准简介

NB/T 20403-2017RK.Subcompartment pressure and temperature transient analysis in pressurized water reactors.1范围NB/T 20403规定了压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。NB/T 20403适用于压水堆核电J安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计审查,并可为确定设备鉴定环境条件提供参考。NB/T 20403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。2规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。NB/T 20402-2017RK 压水堆 安全重要流体系统单一故障准则EJ/T335轻水堆 核电厂假想管道破损事故防护设计准则3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3.1能动故障active failure除了非能动故障外，一经要求便 依靠机械动作来完成其预期核安全功能的设备的失效。示例:动力驱动阀或止回阀不能动作至其正确位置，或泵、风机、柴油发电机不能启动。注:除非采取特殊设计攢施或动作限制措施(例如“闭锁"电动阀的断路器)以防止误动作，否则应将由于其驱动或控制系统发生故障而引起的能动设备误动作看作是能动故障，无意地使动力驱动阀通电以致打开或关闭是误动作的例子。

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