本标准规定了轻水堆核电厂安全壳内和安全壳外由高能或中能管道破裂或其他事件引起的短期和长期的隔间内压力与温度瞬态与淹没影响分析所必需的方法与准则。恨据本标准规定的方法与准则所得到的分析结果是保守的。
本标准适用于核电厂安全壳内和安全壳外隔间及设备支承的设计与审查,也适用于隔间内设备的质量鉴定。
本标准不考虑由于管道破裂引起的喷射力及有关作用,也不包括管道支架设计及破口位置确定。


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