NB/T 20687-2023 压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求

标准编号：NB/T 20687-2023

标准名称：压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求

英文名称：Requirements for in-vessel corium retention strategy of pressurized water reactor nuclear power plant under severe accidents

发布日期：2023-10-11

实施日期：2024-04-11

起草人

郑明光、严锦泉、芦苇、曹克美、王佳赟、张琨、黄代顺、刘丽莉、王高鹏、展德奎、陈鹏、张会勇

起草单位

上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、中广核研究院有限公司

适用范围

本文件规定了用于压水堆核电厂熔融物压力容器内滞留（IVR）措施的相关要求，主要包括设计及有效性分析的主要原则和方法。

本文件适用于压水堆核电厂熔融物压力容器内滞留（IVR）措施的设计及有效性分析。