NB/T 20560.3-2021 壓水堆核電廠(chǎng)應急堆芯冷卻系統過(guò)濾器設計和性能評價(jià) 第3部分：上游分析技術(shù)要求 Design and performance evaluation of emergency core cooling stainer for pressurized water reactors nuclear power plants- Part 3: Technical requirements for upstream effects analysis

本文件規定了壓水堆核電廠(chǎng)在發(fā)生安全殼內高能管道破口（HELB）事故后應急堆芯冷卻系統過(guò)濾器上游分析通用評估方法和要求。
本文件適用于壓水堆核電廠(chǎng)應急堆芯冷卻系統過(guò)濾器設計輸入所需碎渣源上游分析工作。其他堆型可參考實(shí)施。T 20560. 3-2021 壓水堆核電廠(chǎng)應急堆芯冷卻系統 　　過(guò)濾器設計和性能評價(jià) 第3部分：上游分析技術(shù)要求 Design and performance evaluation of emergency core cooling stainer 　 　 　 for pressurized water reactors nuclear power plants- 　 　 Part 3: Technical requirements for upstream effects analysis 2021-04-26發(fā) 布 2021-07-26實(shí) 施 國家能源局發(fā)布 NB/T 20560.3-2021 目 次 臺 ‘士 TT了 flu口 ....................................................................