NB/T 20031-2010 核电厂可行性研究报告内容深度规定 -工标网

高级查询

您的位置:工标网 >> >> NB/T 20031-2010

标准简介

本标准规定了压水堆核电厂事故(包括设计基准事故和超设计基准事故)后安全壳内氢气浓度控制的要求以及氢气浓度控制系统的设计原则和布置原则。
本标准适用于压水堆核电厂事故后安全壳内氢气浓度的控制


英文名称：	Control of hydrogen concentration in the containment after accidents in nuclear power plants of pressurized water reactor
标准状态：	已作废
替代情况：	替代EJ/T 670-1992;被NB/T 20031-2021代替
中标分类：	能源、核技术>>核反应堆>>F69核反应堆与核电厂核岛设备
ICS分类：	能源和热传导工程>>核能工程>>27.120.20核电站、安全
发布部门：	国家能源局
发布日期：	2010-05-24
实施日期：	2010-10-01
作废日期：	2021-07-26
出版社：	原子能出版社
出版日期：	2010-10-01

相关搜索：核电厂

核反应堆与核电厂核岛设备相关标准	第1页第2页第3页第4页第5页
NB/T 20093-2012 核电厂安全级阀门驱动装置的鉴定
NB/T 20036.6-2011 核电厂能动机械设备鉴定第6部分：阀门组件鉴定
NB/T 20098-2012 压水堆核电厂安全壳氢气控制系统设计准则
NB/T 20010.4-2010 压水堆核电厂阀门第4部分：碳素钢锻件技术条件
NB/T 20204-2013 核电厂水下照明装置技术条件
NB/T 20040-2011 核电厂安全级电气设备抗震鉴定试验规则
NB/T 20002.3-2013 压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分：焊接工艺评定
NB/T 20225-2013 核电厂安全级电气连接件鉴定
GB/T 16702.2-2025 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范第2部分：1级设备
NB/T 20230-2013 压水堆冷却剂压力边界材料断裂韧性要求
免费下载核反应堆与核电厂核岛设备标准相关目录

发表留言

客服中心

有问题？找在线客服

温馨提示：标准更新替换较快，请注意您购买的标准时效性。

常见问题

您浏览过的标准

您可能还需要

必备软件下载

Adobe Acrobat Reader 是一个查看、阅读和打印PDF文件的最佳工具，通过它可以查阅本站的标准文档

搜索更多

购书咨询:0898-3137-2222/13876321121 客服热线:400-7255-888 (工作日8:30-18:00、节假日9:00-17:00)