标准编号：GB/T 47508-2026
中文名称：压水堆核电厂非能动安全壳热量导出设计要求
英文名称：Design requirements for passive containment heat removal of pressurized water reactor nuclear power plants
发布日期：2026-04-30
实施日期：2026-11-01
提出单位：全国核能标准化技术委员会
归口单位：全国核能标准化技术委员会
批准发布部门：国家标准委
起草人
胡宗文、黄伟峰、毛亚蔚、李力、李京彦、李丽娟、豆朝宗、曾庆珠、孙中宁、丁铭、潘新新、黄镜宇、王智超、高力、蒋慧黠、于勇、袁霞、郑云涛、王湘怡、李春、赵丹妮、张楠、赵光辉、周绍飞、顾明洲
起草单位
中国核电工程有限公司、哈尔滨工程大学、华龙国际核电技术有限公司、中广核工程有限公司、生态环境部核与辐射安全中心、中国中原对外工程有限公司、上海核工程研究设计院股份有限公司、核工业标准化研究所
标准范围
本文件规定了压水堆核电厂非能动安全壳热量导出的总体设计要求，包括安全壳热量导出，安全分级，单一故障准则，内、外部事件，以及试验与维修等。
本文件适用于压水堆核电厂非能动安全壳热量导出功能与系统的设计。
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