EJ/T 1098-1999
压水堆核电厂安全壳结构整体性试验
Structural integrity test of containments for pressurised water reactor power plants
EJT1098-1999, EJ1098-1999
2010-10
- 标准号
- EJ/T 1098-1999
- 别名
- EJT1098-1999, EJ1098-1999
- 发布
- 1998年
- 发布单位
- 行业标准-核工业
- 替代标准
- NB/T 20017-2010
- 当前最新
- NB/T 20017-2021
EJ/T 1098-1999相似标准
推荐
核电重大专项“CAP1400关键设计技术研究”课题通过验收
课题完成成果鉴定77项，其中CAP1400 PCS(非能动安全壳冷却系统)水分配设计与分析相关技术、大型液压阻尼器性能试验台等2项成果达到国际领先水平；核电站结构隔震闭锁装置的研制、非能动核电厂全范围严重事故管理导则开发等20项成果达到国内首创、国际先进水平；CAP系列RCS（反应堆冷却剂系统）真空喷射器及配套设备、自主化燃料棒镀镍吸氢装置等48项成果达到国内领先、国际先进水平。...
核电专项CAP1400示范工程六大试验全面通过验收
近日，大型先进压水堆及高温气冷堆核电站专项重点课题之一“CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验”课题顺利通过正式验收，标志着CAP1400六大关键试验课题全面通过验收。 ...
Orbisphere 511 TC溶解氢分析仪在核反应堆一回路中的应用
在核反应压水堆系统中，当反应堆功率运行时，一回路冷却剂（水）受到辐照影响，水会分解为氢和氧，为了抑制水的辐照分解而产生对结构材料完整性有害的氧，减少设备的腐蚀，通过容控箱向一回路冷却剂中加入氢气。同时在功率运行期间，核反应堆冷却剂系统中的氢含量控制在一定范围内（各个厂区会有区别）。...
堆芯收集器的产生及背景技术
压力容器熔穿后，熔融物直接喷射到安全壳筏基上与结构混凝土相互作用（MCCI），一定时间内以较快的速度逐渐向下侵蚀安全壳的筏基, 若筏基厚度不够，底板可能被熔穿，破坏了安全壳的整体性 ，高放物质将直接威胁到地下水源 ，对生物环境造成严重影响。...