©2010-2026 宁波自信网络信息技术有限公司 版权所有
客服电话：0574-28810668 投诉电话：18658249818
浙ICP备2021020529号-1 | 浙B2-20240490
关注我们 ：
1、核电站监造应遵循的法规、导则和标准 国内 ( 1 ) 核安全法规 HAF 001-1986 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例 HAF 001/01/01 中华人民共和国民用核设施安全监督管理例实施细则之一附件一 核电厂操纵人员执照颁发和管理程序 HAF 001/02-1995 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二 核设施的安全监督 HAF001/02/01-1995 中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一 核电厂营运单位报告制度 HAF 002-1993 核电厂核事故应急管理条例 HAF 002/01-1998 核电厂核
2、事故应急管理条例实施细则之一 核电厂营运单位的应急准备和应急响应 HAF 401-1997 放射性废物安全监督管理规定 HAF 501-1987 中华人民共和国核材料管制条例 HAF 501/01-1990 中华人民共和国核材料管制条例实施细则 HAF 601-1992 民用核承压设备安全监督管理规定 HAF 601/01-1993 民用核承压设备安全监督管理规定实施细则 HAF 602-1995 民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法 HAF 603-1995 民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考核和取证管理办法 ( 2 ) 核电厂核安全法规
3、 HAF 101-1991 核电厂厂址选择安全规定 HAF 102-2004 核动力厂设计安全规定 HAF 103-2004 核动力厂运行安全规定 HAF 103/01-1994 核电厂运行安全规定附件一 核电厂换料、修改和事故停堆管理 HAF 003-1991 核电厂质量保证安全规定 （3）核电厂核安全导则 HAD 101/01-1994 核电厂厂址选择中的地震问题 HAD 101/02-1987 核电厂厂址选择的大气弥散问题 HAD 101/03-1987 核电厂厂址选择及评价的人口分布问题 HAD 101/04-1989 核电厂厂址选择的外部人为事
4、件 HAD 101/05-1991 核电厂厂址选择中的放射性物质水力弥散问题 HAD 101/06-1991 核电厂厂址选择与水文地质的关系 HAD 101/07-1989 核电厂厂址查勘 HAD 101/08-1989 滨河核电厂厂址设计基准洪水的确定 HAD 101/09-1990 滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定 HAD 101/10-1991 核电厂厂址选择的极端气象事件 HAD 101/11-1991 核电厂设计基准热带气旋 HAD 101/12-1990 核电厂的地基安全问题 HAD 102/01-1989 核电厂设计总的安全原则 HAD 10
5、2/02-1996 核电厂的抗震设计与鉴定 HAD 102/03-1986 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级 HAD 102/04-1986 核电厂内部飞射物及其二次效应的防护 HAD 102/05-1989 与核电厂设计有关的外部人为事件 HAD 102/06-1990 核电厂反应堆安全壳系统的设计 HAD 102/07-1989 核电厂堆芯的安全设计 HAD 102/08-1989 核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统 HAD 102/09-1987 核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统 HAD 102/10-1988 核电厂保护系统及
6、有关设施 HAD 102/11-1996 核电厂防火 HAD 102/12-1990 核电厂辐射防护设计 HAD 102/13-1996 核电厂应急动力系统 HAD 102/14-1988 核电厂安全有关仪表和控制系统 HAD 102/15-1990 核电厂燃料装卸和贮存系统 HAD 103/01-1987 核动力厂运行限值和条件及运行规程 HAD 103/02-1987 核电厂调试程序 HAD 103/03-1989 核电厂堆芯和燃料管理 HAD 103/04-1990 核电厂运行期间的辐射防护 HAD 103/05-1996 核电厂人员的配备、招聘、
7、培训和授权 HAD 103/06-1990 核电厂安全运行管理 HAD 103/07-1988 核电厂在役检查 HAD 103/08-1993 核电厂维修 HAD 103/09-1993 核电厂安全重要物项的监督 HAD 401/01-1990 核电厂放射性排出流和废物管理 HAD 401/02-1997 核电厂放射性废物管理系统的设计 HAD 003/01-1988 核电厂质量保证大纲的制定 HAD 003/02-1989 核电厂质量保证组织 HAD 003/03-1986 核电厂物项和服务采购中的质量保证 HAD 003/04-1986 核电厂质量保
8、证记录制度 HAD 003/05-1988 核电厂质量保证监查 HAD 003/06-1986 核电厂设计中的质量保证 HAD 003/07-1987 核电厂建造期间的质量保证 HAD 003/08-1986 核电厂物项制造中的质量保证 HAD 003/09-1988 核电厂调试和运行期间的质量保证 HAD 003/10-1989 核燃料组件采购、设计和制造中的质量保证 HAD 002/01-1989 核动力营运单位的应急准备 HAD 002/02-1990 地方政府对核电厂的应急准备 HAD 002/03-1991 核事故辐射应急时对公众防护的干预原则和水
9、平 HAD 002/04-1991 核事故辐射应急时对公众防护的导出干预水平 HAF.J 0042 核电厂安全分析报告的标准格式和内容 第十八章 人因工程和控制室 （4） 中华人民共和国环境保护相关法律法规 法律 中华人民共和国环境保护法1989.12 中华人民共和国水污染防治法1996.5 中华人民共和国海洋环境保护法1999.12 中华人民共和国放射性污染防治法2003.06 中华人民共和国大气污染防治法2000.04 中华人民共和国环境影响评价法2002.10 法规 Regulations of Environmental
10、Protection for Basic Construction of Nuclear Power Plant (Sep. 1984) GB6249-86 核电厂环境辐射防护规定 Regulations for the Nationwide Environment Monitoring Management (July 1983) GB11217-89 核设施流出物监测的一般规定 GB12379-90 环境核辐射监测规定 Regulations on the Administration of Construction Project Environmental
11、 Protection (Nov. 1998) 管理导则和标准 GB11216-89 核设施流出物和环境放射性监测质量保证计划的一般要求 GB11806-04 放射性物质安全运输规定 GB12711-91 低、中水平放射性固体废物包装安全标准 GB9133-95 放射性废物的分类 GB3097-1997 海水水质标准 GB3838-2002 地表水环境质量标准 GB5749-85 生活饮用水卫生标准 GB3095-1996 环境空气质量标准 GB/T7023-86 放射性废物固化体长期浸出试验 GB9134-88 轻水堆核电厂放射性固体废
12、物处理系统技术规定 GB9135-88 轻水堆核电厂放射性废液处理系统技术规定 GB9136-88 轻水堆核电厂放射性废气处理系统技术规定 GB14587-93 轻水堆核电厂放射性废水排放系统技术规定 GB14569. 1-93 低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体 GB8978-1996 污水综合排放标准 GB18871-2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 1.2.2 应遵循的国外法规、标准和规范 核岛主要采用美国核管会（NRC）、国家核安全管理委员会（NNSA）以及国际原子能委员会颁布的法规和导则，主要有RG、10 CFR、ANS、AN
13、SI、ASME、ASTM、NUREG、IAEA、ISA以及IEE、IEEE等通用标准。具体标准规范清单如下表所示： a) 10 CFR 10 CFR PT20-2003 辐射防护标准 10 CFR PT50-2003 生产和公用设施国内许可证的颁发 10 CFR PT50-2003 附录A 核电站总的设计准则 10 CFR PT50-2003 附录G 抗断裂韧性要求 10 CFR PT50-2003 附录H 反应堆容器材料的监督大纲要求 10 CFR PT50-2003 附录I 为使轻水堆排出流中放射性物质满足合理可行尽量低的原则，对设计目标和极限运行条件所作
14、的数值规定 10 CFR PT50-2003 附录J 水冷动力堆内层反应堆安全壳的泄漏试验 10 CFR PT50-2003 附录K 应急堆芯冷却系统的评价模型 10 CFR PT100-2003 反应堆选址准则 10 CFR PT100-2003 附录A 核电厂关于地震和地质方面的厂址选择准则 b) NRC RG RG 1.1-1970 应急堆芯冷却和安全壳排热系统泵的净正吸入压头 RG 1.4-1974 评价压水堆失水事故潜在辐射后果的假定 RG 1.6-1971 核电厂冗余系统之间的独立性 RG 1.7-1978 失水事故后安全壳内可燃气体浓度的控
15、制 RG 1.8-2000 核电厂人员的资格鉴定和培训 RG 1.9-1993 核电厂1E级应急柴油机组选择、设计、鉴定和试验 RG 1.11-1971 贯穿内层安全壳的仪表管线 RG 1.12-1997 核电厂地震监测仪表 RG 1.13-1975 乏燃料贮存设施的设计基准 RG 1.14-1975 反应堆冷却剂泵飞轮的完整性 RG 1.20-1976 运行前和初始启动试验期间的堆内构件综合振动评估计划 RG 1.21-1974 测量、估算和报告轻水核电站固体废物中的放射性核液体与气体排出物所含放射性物质释放的放射性 RG 1.22-1972 保护系统执行
16、功能的定期试验 RG 1.23-1972 现场气象大纲 RG 1.24-1972 评价压水堆放射性气体贮存箱失效潜在放射性后果的假定 RG 1.25-1972 评价沸水堆和压水堆燃料装卸和贮存设施发生操作事故潜在放射性后果的假定 RG 1.26-1976 核电厂包容水-蒸汽和放射性废物的部件的质量分组及标准 RG 1.27-1976 核电厂最终热阱 RG 1.28-1985 设计与建造的质量保证大纲要求 RG 1.29-1978 抗震设计分级 RG 1.30-1972 仪表和电气设备的安装、检查和试验的质保要求 RG 1.31-1978 不锈钢焊缝金属中铁素
17、体含量的控制 RG 1.32-2004 核电厂安全有关电力系统准则 RG 1.34-1972 电渣焊性能的控制 RG 1.36-1973 奥氏体不锈钢的非金属保温材料 RG 1.37-1973 水冷核电厂流体系统及有关部件的清洗质量保证要求 RG 1.38-1977 水冷核电厂物项的包装、运输、接收、贮存和装卸的质量保证要求 RG 1.39-1977 水冷核电厂的辅助工作要求 RG 1.40-1973 水冷核电厂安全壳内连续运行的电动机的鉴定试验 RG 1.41-1973 验证符合组合合适性的厂内冗余电源系统的预运行前试验 RG 1.43-1973 低合金钢
18、部件不锈钢堆焊层的控制 RG 1.44-1973 敏化不锈钢使用的控制 RG 1.45-1973 反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统 RG 1.47-1973 核电厂安全系统的旁通和不能运行状态的显示 RG 1.49-1973 核电厂的功率水平 RG 1.50-1973 低合金钢焊接预热温度的控制 RG 1.52-2001 轻水堆核电厂事故后专设安全设施空气净化系统空气过滤和吸附装置的设计、试验与维护准则 RG 1.53-2003 单一故障准则在核电厂保护系统中的应用 RG 1.54-2000 核电厂的I、II和III级防护涂层 RG 1.57-1973 反应
19、堆内层金属安全壳系统部件的设计限值和载荷组合 RG 1.59-1977 核电厂设计基准洪水 RG 1.60-1973 核电厂抗震设计的设计响应谱 RG 1.61-1973 核电厂抗震设计阻尼值 RG 1.62-1973 保护动作的手动启动 RG 1.63-1987 核电厂安全壳构筑物内的电气贯穿件 RG 1.65-1973 反应堆压力容器主螺栓的材料及检验 RG 1.68-1978 水冷堆核电厂初始试验大纲 RG 1.68.2-1978 验证水冷堆核电厂遥控停堆能力的初始起动试验大纲 RG 1.68.3-1982 仪控空气系统的预运行试验 RG 1.69-
20、1973 核电厂混凝土辐射屏蔽 RG 1.70-1978 核电厂安全分析报告标准格式和内容 (轻水堆版本) RG 1.73-1974 核电厂安全壳内电动阀运行的鉴定试验 RG 1.75-2005 电气系统的实体独立性 RG 1.76-1974 核电厂设计基准龙卷风 RG 1.77-1974 评价压水堆控制棒弹棒事故的假定 RG 1.78-2001 评价核电厂在假想的有害化学物质释放时控制室可居留性所用的假定 RG 1.79-1975 压水堆应急冷却系统预运行试验 RG 1.82-2003 失水事故后长期再循环冷却的水源 RG 1.83-1975 压水堆蒸汽
21、发生器传热管的在役检查 RG 1.84-2005 ASME第III篇第I册——设计和制造规范使用案例 RG 1.89-1984 对核电厂安全重要的某些电气设备的环境鉴定 RG 1.90-1977 灌浆钢筋束预应力混凝土安全壳构筑物的在役检查 RG 1.91-1978 核电厂附近道路发生假想爆炸事件的评价 RG 1.92-1976 地震响应分析中组合模型响应和空间分量 RG 1.93-1974 电源可利用性 RG 1.94-1976 核电厂建造阶段混凝土结构和钢结构的安装、检查和试验的质量保证要求 RG 1.97-1983 用于轻水堆核电厂事故期间和事故后评价电厂
22、和环境状态的检测装置 RG 1.99-1988 反应堆压力容器材料的辐照脆变 RG 1.100-1988 核电厂电气和机械设备抗震鉴定 RG 1.102-1976 核电厂防洪 RG 1.105-1999 安全相关系统仪表的整定值 RG 1.106-1977 电动阀电机的过热保护 RG 1.107-1977 安全壳结构预应力钢筋束水泥灌浆的鉴定 RG 1.109-1977 按照10CFR 50附录I计算反应堆废液常规释放对人体所致年剂量 RG 1.110-1976 轻水冷却核动力堆放射性废物系统的成本－收益分析（征求意见） RG 1.111-1977 轻水堆常
23、规排放的废气在大气中迁移和弥散的估算方法 RG 1.112-1977 轻水冷动力堆气体和液体排出物中放射性物质释放量的计算 RG 1.113-1977 为实施附录I的对反应堆事故排放和常规释放排出物的水系扩散的估算 RG 1.115-1977 低轨弹道汽轮机飞射物的防护 RG 1.116-1977 机械设备和系统的安装、检查和试验的质量保证要求 RG 1.117-1978 龙卷风设计分级 RG 1.118-1995 电力系统和保护系统的定期试验 RG 1.121-1976 压水堆蒸汽发生器传热管因堵管而降级的基准 RG 1.122-1978 支撑设备或部件的楼板
24、抗震设计所制定的楼板设计响应谱 RG 1.124-1978 I级线型的设备支撑使用限值和载荷组合 RG 1.125-1978 核电厂水力构筑物和系统的设计和运行的物理模型 RG 1.126-1978 燃料密实化分析的一种可采用的模型及其统计方法 RG 1.128-1978 核电厂大型铅蓄电池的安装设计和安装 RG 1.129-1978 核电厂大型铅蓄电池的维修、试验和更换 RG 1.130-1978 I级板壳型的设备支撑使用限值和载荷组合 RG 1.131-1977 轻水冷核电厂电缆、现场接头和连接的鉴定试验（征求意见） RG 1.132-2003 核电厂基础的
25、现场审查 RG 1.133-1981 轻水冷反应堆主系统的松动部件监测大纲 RG 1.135-1977 核电厂正常水位和排水（征求意见） RG 1.136-1981 混凝土安全壳的取材、建造和试验 RG 1.137-1979 备用柴油发电机的燃油系统 RG 1.138-2003 核电厂工程分析和设计中土壤和岩石的实验室研究 RG 1.139-1978 余热排出导则（征求意见） RG 1.140-2001 轻水堆核电厂正常空气净化系统空气过滤和吸附装置的设计、试验及维护准则 RG 1.141-1978 流体系统的安全壳隔离措施（征求意见） RG 1.142-20
26、01 与核电厂安全有关的混凝土构筑物（反应堆容器和安全壳除外） RG 1.143-2001 轻水堆核电厂放射性废物管理系统、构筑物和设备的设计指南 RG 1.145-1982 评价核电厂潜在事故后果的大气弥散模型 RG 1.147-2005 在役检查规范的案例适用性—ASME第XI篇第1册 RG 1.148-1981 核电厂安全重要系统能动阀门组件的功能要求 RG 1.150-1983 役前和在役检查期间对反应堆压力容器焊缝的超声波试验 RG 1.151-1983 仪表的走线 RG 1.152-1996 核电厂安全系统数字计算机软件的准则 RG 1.153-19
27、96 安全系统的电源、仪表和控制部分的准则 RG 1.154-1987 压水堆承压热冲击安全分析报告的格式和内容 RG 1.155-1988 全厂断电 RG 1.156-1987 与核电厂相接装置的环境鉴定 RG 1.157-1989 应急堆芯冷却系统性能的最佳估算 RG 1.158-1989 核电厂安全相关铅蓄电池的鉴定 RG 1.159-2003 保证核反应堆退役资金的可利用性 RG 1.160-1997 核电厂维护的有效性监测 RG 1.161-1995 用小于50 Ft-Lb的夏比上平台能量对反应堆压力容器的评估 RG 1.162-1996 反应堆
28、压力容器热退火报告的格式和内容 RG 1.163-1995 基于性能的安全壳泄漏试验大纲 RG 1.165-1997 震源的鉴定和特性描述以及安全停堆地震地动的确定 RG 1.166-1997 震前计划和震后核电厂操纵员快速响应 RG 1.167-1997 由于地震事件而停堆的核电厂的再启动 RG 1.168-1997 用于核电厂安全系统的数字计算机软件的验证、确认、评审和核查 RG 1.169-1997 用于核电厂安全系统的数字计算机软件的配置管理计划 RG 1.170-1997 用于核电厂安全系统的数字计算机软件的软件试验文件 RG 1.171-1997 用
29、于核电厂安全系统的数字计算机软件的软件单元试验 RG 1.172-1997 用于核电厂安全系统的数字计算机软件的软件需求规格书 RG 1.173-1997 延长核电厂安全系统的数字计算机软件寿期的方法 RG 1.174-2002 一种用概率风险评价对特定电厂许可证基准进行变更的决策方法 RG 1.175-1998 一种对特定电厂风险预测的决策方法：在役试验 RG 1.176-1998 一种对特定电厂风险预测的决策方法：分级质保 RG 1.177-1998 一种对特定电厂风险预测的决策方法：技术规格书 RG 1.178-2003 一种对特定电厂风险预测的决策方法：管道
30、在役检查 RG 1.180-2003 评估安全有关仪控系统的电磁和射频干扰的导则 RG 1.181-1999 根据10 CFR 50.71(e)更新的最终安全分析报告的内容 RG 1.182-2000 核电厂维护工作前的风险评估和管理 RG 1.183-2000 为评估核反应堆设计基准事故的替代放射性源项 RG 1.184-2000 核电厂退役 RG 1.185-2000 停堆后退役行动报告的标准格式和内容 RG 1.186-2000 确定10 CFR 50.2中设计基准的导则和举例 RG 1.187-2000 应用10 CFR 50.59（调整、试验和实验）的
31、导则 RG 1.189-2001 运行中核电厂的防火 RG 1.190-2001 确定压力容器中子注量率的计算和剂量测定方法 RG 1.191-2001 核电厂退役和永久停堆期间的防火大纲 RG 1.192-2003 运行和维护规范的案例适用性 ASME OM规范 RG 1.193-2003 ASME规范 不得使用的案例 RG 1.194-2003 核电厂控制室放射性可居留性评价所需的大气相对浓度 RG 1.195-2003 评估轻水堆设计基准事故的放射性后果的方法和假设 RG 1.196-2003 轻水堆控制室的可居留性 RG 1.197-2003 核
32、反应堆控制室外壳完整性的示范 RG 1.198-2003 评价核电厂厂址地震土壤液化的程序和准则 RG 1.199-2003 混凝土锚固件和结构支撑 RG 1.200-2004 一种确定风险预测行动中概率风险评价结果的技术充分性的方法 RG 4.1-1975 核电厂环境放射性监测大纲 RG 4.2-1976 核电厂环境报告的编制 RG 4.2S1-2000 RG 4.2的补充1 用于更新核电厂运行许可证的补充环境报告的编制 RG 4.7-1998 核电厂厂址合适性的通用准则 RG 4.15-1979 辐射监测大纲的质量保证(正常运行)—排出物和环境 RG 8
33、2-1973 辐射监查管理实施导则 RG 8.4-1973 直读式和间接读数袖珍剂量表 RG 8.7-1992 职业性辐照数据记录和报告须知 RG 8.8-1978 保证核电厂职业照射在合理可行尽量低的相关资料 RG 8.9-1993 生物检查大纲中可接受的概念、模型、方程式和假定 RG 8.10-1977 把职业照射保持在合理可行尽量低的运行原则 RG 8.13-1999 有关产前期辐射照射须知 RG 8.15-1999 可采用的呼吸保护大纲 RG 8.19-1979 轻水堆核电厂设计阶段职业辐照剂量评价—人-雷姆估算 RG 8.20-1979 I-1
34、25和I-131在生物检查中的应用 RG 8.25-1992 工作场所的空气取样 RG 8.26-1980 裂变和活化产物在生物检查中的应用 RG 8.27-1981 轻水冷核电厂工作人员辐射防护的培训 RG 8.28-1981 音响报警剂量表 RG 8.29-1996 有关职业照射风险导则 c) 其它 1. AABC, National Standards for Testing Balancing Heating, Ventilating and Air Conditioning Systems 2. ACI 318-99, “Building Code Re
35、quirements for Reinforced Concrete,” 1999. 3. ACI 349-01, “Code Requirements for Nuclear Safety Related Concrete Structures,” 2001. 4. AISC N690, “Specification for the Design, Fabrication, and Erection of Steel Safety-Related Structures for Nuclear Facilities,” 1994. 5. AISC S335, “Specificat
36、ion for Structural Steel Buildings, Allowable Stress Design and Plastic Design,” 1989. 6. AISI, “Specification for the Design of Cold Formed Steel Structural Members,” 1996 Edition and Supplement No. 1, July 30, 1999. 7. AMCA 210, “Laboratory Method of Testing Fans for Rotating Purposes.” 8. A
37、MCA 211, “Certified Ratings Program Air Performance.” 9. AMCA 300, “Reverberant Room Method for Sound Testing of Fans.” 10. AMCA 301, “Methods for Calculating Fan Sound Ratings from Laboratory Test Data.” 11. AMCA 500, “Test Method for Louvers, Dampers, and Shutters.” 12. ANS 5.1, “Decay Ene
38、rgy Release Rates Following Shutdown of Uranium-Cooled Thermal Reactors,” October 1971, Revised October 1973. 13. ANS 5.4, “American National Standard Method for Calculating the Fractional Release of Volatile Fission Products From Oxide Fuel,” 1982. 14. ANS 56.2, “Containment Isolation Provision
39、s for Fluid Systems,” 1984. 15. ANS 57.1, “Design Requirements for Light Water Reactor Fuel Handling Systems,” 1992. 16. ANS 57.2, “Design Requirements for Light Water Reactor Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Plants,” 1983. 17. ANS NQA-1-1989 edition through NQA-1b-1991, Addenda
40、2. 18. ANS NQA-2.or later 19. ANSI 56.6, “Pressurized Water Reactor Containment Ventilation Systems.” 20. ANSI 56.8, “Containment System Leakage Testing Requirements.” 21. ANSI 58.6, “Criteria for Remote Shutdown for Light Water Reactors,” 1996. 22. ANSI 59.2, “Safety Criteria for HVAC Sys
41、tems Located Outside Primary Containment.” 23. ANSI AMCA 300-85, “Reverberant Room Method of Testing Fans For Rating Purposes.” 24. ANSI AWWA C950-81, “Glass-Fiber-reinforced Thermosetting Resin Pressure Pipe.” 25. ANSI B16.34, “Valves – Flanged and Buttwelding End,” 1996. 26. ANSI B31.5, “R
42、efrigeration Piping.” 27. ANSI B96.1, “Welded Aluminum-Alloy Storage Tanks,” 1981. 28. ANSI C37.90, IEEE Standard for Relays and Relay Systems Associated with Electric Power Apparatus, 1989. 29. ANSI HFS-100, “American Standard for Human Factors Engineering of Visual Display Terminal Workstati
43、ons,” Santa Monica, California, 1988. 30. ANSI N101.6, “Atomic Industry Facility Design, Construction, and Operation Criteria,” December 22, 1972. 31. ANSI N15.8, “Nuclear Material Control Systems for Nuclear Power Plants,” 1974. 32. ANSI N16.9, “Validation of Calculational Methods for Nuclear
44、 Criticality Safety,” 1975. 33. ANSI N16.9-75, “Validation of Calculational Methods for Nuclear Criticality Safety.” 34. ANSI N18.2, “Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurized Water Reactor Plants,” 1973. ANSI N18.2a, “Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary
45、Pressurized Water Reactor Plants,” 1975. 35. ANSI N57.2, “Design Objectives for LWR Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Stations,” 1983. 36. ANSI N57.3, “Design Requirements for New Fuel Storage Facilities at Light Water Reactor Plants,” 1983. 37. ANSI N195, “Fuel Oil Systems Standb
46、y Diesel Generators.” 38. ANSI N210-76, “Design Objectives for Light Water Reactor Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Stations.” 39. ANSI N237, Source Term Specification, 1976. 40. ANSI N278.1, Self-Operated and Power-Operated Safety-Relief Valves Functional Specification Standard,
47、 1975. 41. ANSI/AMCA 211-87, “Laboratory Method of Testing Fans for Rating Purposes,” “Certified Ratings Program Air Performance.” 42. ANSI/AMCA 500-89, “Testing Methods for Louvers, Dampers, and Shutters.” 43. ANSI/ANS 6.4, “Guidelines on the Nuclear Analysis and Design of Concrete Radiation
48、Shielding for Nuclear Power Plants,” 1997. 44. ANSI/ANS 18.1, “Radioactive Source Term for Normal Operation of Light Water Reactors,” 1999. 45. ANSI/ANS 51.1, “Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurized Water Reactor Plants,” 1983. 46. ANSI/ANS 55.6, “Liquid Radioactive W
49、aste Processing Systems for Light Water Reactor Plants,” 1993. 47. ANSI/ANS 56.11, “Design Criteria for Protection Against the Effects of Compartment Flooding in Light Water Reactor Plants,” 1988. 48. ANSI/ANS 58.2, “Design Bases for Protection of Light Water Nuclear Power Plants Against Effects
50、 of Postulated Pipe Rupture,” 1988. 49. ANSI/ASME OM Code-1995 and 1996 Addenda, “Code for Operation and Maintenance of Nuclear Power Plants.” 50. ANSI/IEEE C57, “Power Distribution and Regulation Transformers.” 51. API 610-81, “Centrifugal Pumps for General Refinery Services.” 52. API-620-8
©2010-2026 宁波自信网络信息技术有限公司 版权所有
客服电话：0574-28810668 投诉电话：18658249818
浙ICP备2021020529号-1 | 浙B2-20240490
关注我们 ：
