适用于压水堆核电厂熔融物压力容器内滞留（IVR）措施的设计及有效性分析。
NB/T 20687-2023 压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求
起草单位：上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、中广核研究院有限公司
起草人：郑明光、严锦泉、芦苇、曹克美、王佳赟、张琨、黄代顺、刘丽莉、王高鹏、展德奎、陈鹏、张会勇
NB/T 20687-2023 压水堆核电厂严重事故后堆芯熔融物压力容器内滞留措施要求
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NB/T 20687-2023标准状态
- 发布于：2023-10-11
- 实施于：2024-04-11
- *非实时更新以实际为准