施组设计下载简介：

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第四章反应堆堆芯 24

第五章反应堆冷却剂系统 27

第六章信息和控制 31

第八章应急动力供应 35

JC／T 2345-2015标准下载第九章安全壳系统 36

第十一章燃料装卸和贮存系统 46

第十二章设计的确认 47

本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。这些要求的适用范围包括安全重要的构筑物、系统和部件以及有关规程和程序。规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。

    附录I所列安全导则是对本规定的说明和补充。

    本规定适用于核电厂设计、制造、建造、运行和监督管理。

与核电厂厂址及其环境有关联的因素；

由人员行动引起的因素；

源自核电厂本身运行的因素。

   绝无可能影响核电厂安全的工业事故；

 本规定不考虑核电厂对环境的非放射性影响。第5章和第9章的某些要求只适用于水冷堆。

    核能与任何一种对于人类和环境具有一定风险的工业活动一样DB4403T 146-2021 绿色企业评价规范.pdf，均须尽力降低风险。核能的风险与电离辐射（以下简称辐射）有关。因此核安全的最终安全目标为： 

建立并保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境。

具体而言，辐射防护的目标为：

    保证厂区人员和公众在运行状态下所受到的辐射照射低于规定限值并保持合理可行尽量低；保证减轻事故引起的照射。

    保证从总体上防止事故的发生，保证在出现核电厂设计中在考虑到的所有事故序列（即使是概率很低的序列）时，其放射性后果不大；通过预防和缓解措施保证发生严重后果的事故的可能性极低。

DB34／T 3838-2021 公路工程建筑信息模型分类和编码标准.pdf    2.2纵深防御

①进一步指导见安全导则HAF0210。    11.1未辐照燃料的装卸和贮存    未辐照燃料装卸和贮存系统的设计必须符合下述要求：    （1）采用物理手段和工艺（以安全的几何构型为宜），以防止最佳慢化条件下达到临界；    （2）对安全重要部件可进行适当的定期检查和试验；    （3）尽量防止燃料丢失或损坏的可能性。    11.2已辐照燃料的装卸和贮存    已辐照燃料装卸和贮存系统的设计必须符合下述要求：    （1）采用物理手段或工艺（以安全的几何构型为宜），以防止最佳慢化条件下达到临界；    （2）在运行状态和事故工况下都能充分排出热量；    （3）对安全重要部件可进行适当的定期检查和试验；    （4）防止已辐照燃料丢失；    （5）防止乏燃料在运输过程中跌落；    （6）防止装卸时在燃料元件或燃料组件上产生不可接受的应力；    （7）防止乏燃料运输容器或起重设备等重物由于疏忽而跌落在燃料组件上；    （8）能贮存可疑或已损坏燃料元件或燃料组件；    （9）具有正确的辐射防护措施；    （10）为采用燃料贮存水池系统的反应堆提供下列措施：    （i）控制已辐照燃料在装卸和贮存池中的水质和放射性活度；    （ii）监测和控制燃料储存水池的水位及检测水池泄漏。

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