标准编号：NB/T 20687-2023
中文名称：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
提出单位：能源行业核电标准化技术委员会
技术归口：中国核电发展中心
批准发布部门：国家能源局
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
标准范围
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。
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