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Primary coolant system source terms analysis and control criteria for pressurized water reactor nuclear power plants
Standard in brief
Scope of Application：
本文件规定了压水堆核电厂设计中考虑的正常运行时主回路冷却剂、主回路系统设备和堆芯结构材料辐射源项分析准则和控制要求。
本文件适用于压水堆核电厂在设计中考虑的正常运行时主回路系统辐射源项分析及控制。
Basic information
Standard No：GB/T 46694-2025
Standard Name：压水堆核电厂主回路系统源项分析及控制准则
English Name：Primary coolant system source terms analysis and control criteria for pressurized water reactor nuclear power plants
Standard Status：现行
Release Date：2025-10-31
Effective Date：2025-10-31
Language of Publication：中文简体
Standard Classification
ICS Number：27.120.20
CCS Number：F70
Publication Information
Number of pages：20
Number of words：23 K
Format：大16
Edition：1
Color Pages：0
Electronic Version：Yes
Color Images：No
Print Publication Date：2025-10-01
Standard Revision Information
Has Amendment：No
Other Information
Application Dept：国家市场监督管理总局、国家标准化管理委员会
Standard Type：CN
Standard Attribute：GB
Other Standard Number：46694
Drafter：郑明光、王煦嘉、梅其良、付亚茹、毛兰方、陈泽玉、孙大威、高圣钦、毛婕、尤伟、谭怡、李晓静、吕炜枫、田超、李蒙、刘佳欣、李怀斌、付鹏涛、江娉婷、何宇翔
Drafting Organization：上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、中国核动力研究设计院、中广核研究院有限公司
Management Organization：全国核能标准化技术委员会(SAC/TC 58)
Proposing Department：全国核能标准化技术委员会(SAC/TC 58)
