NB/T 20261-2014 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则

NB/T 20261-2014.Design criteria for emergency core cooling system of pressurized water reactor nuclear powcr plants. 1范围 NB/T 20261规定了二代改进型乐水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计的基本要求,包括该系统设计直接有关的运行、维修和试验要求，但不包括该系统设备的具体设计要求。 NB/T 20261适用于二代改进型压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设计，其它同类型核电厂可参照执行。 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。 GB6249核动力厂 环境辐射防护规定 GB/T 13285核电厂 安全重要系统和部件的实体防护 GB/T 13286核电厂 安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T 17569压水堆核电厂 物项分级 GB 18871电离辐射防 护与j辐射源安全基本标准 NB/T 20026核电厂 安全重要仪表和控制系统总体要求 NB/T 20051核电厂厂 用电系统设计准则 NB/T 20053核电厂 安全重要电气、仪表和控制设备安装要求 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1直接注入阶段direct injection phasc 系统从换料水箱吸水并注入反应堆堆芯的运行阶段。 3.2再循环注入阶段recirculation inject ion phase 系统从再循环地坑吸水并重新注入反应堆堆芯的运行阶段。 3.3短期short term 紧接在事故发生后的一段时间,在这段时间内反应堆的自动保护发生动作，各系统的响应得到证实，事故的类型得以验明，并规定出在长期中应采取的操作。按习惯，短期指的是事故发生的最初24 h。