ansi+ans+
本专题涉及ansi+ans+的标准有90条。
国际标准分类中，ansi+ans+涉及到核能工程、软件开发和系统文件、辐射防护、辐射测量、废物、建筑工业、建筑物的防护、信息技术应用、消防、公司(企业)的组织和管理、环境试验、热力学和温度测量、试验条件和规程综合、建筑物结构、润滑系统、事故和灾害控制、报警和警告系统、字符符号。
在中国标准分类中，ansi+ans+涉及到核电厂核岛、核反应堆综合、核反应堆与核电厂核岛设备、核仪器与核探测器综合、气象仪器、气象学、软件工程、辐射防护监测与评价、污染控制技术规范、核材料、核燃料及其分析试验方法、放射性三废处理、核设施的辐射安全、技术管理、辐射防护与监测综合、电子计算机应用、核辐射事故应急与处理、消防综合、基础标准与通用方法、劳动卫生、卫生、安全、劳动保护、放射性物质与放射强度分析测试方法、标志、包装、运输、贮存、核材料、核燃料综合、润滑系统、燃油供给系统、动力堆、研究试验堆。
美国国家标准学会，关于ansi+ans+的标准
- ANSI/ASME ANS RA-S-1.4-2021 先进非轻水堆核电厂概率风险评估标准
- ANSI/ANS RA-S-1.4-2021 高级非轻水反应堆核电厂概率风险评估标准
- ANSI/ANS 19.11-2017
- ANSI/ANS 8.24-2017
- ANSI/ANS 2.23-2016 核电站对地震的反应
- ANSI/ANS 2.2-2016
- ANSI/ANS 15.4-2016
- ANSI/ANS 6.6.1-2015
- ANSI/ANS 3.11-2015 用核能设备测定气象信息
- ANSI/ANS 8.10-2015
- ANSI/ANS 15.16-2015
- ANSI/ANS 6.1.2-2013 核电站核辐射防护和屏蔽计算用的中子和γ射线截面
- ANSI/ANS 10.7-2013 核工业用非实时高集成软件
- ANSI/ANS 3.4-2013 核电站持证上岗人员的健康认证与监测
- ANSI/ANS 2.15-2013 建模和计算核设施日常辐射释放大气色散的准则
- ANSI/ANS 3.2-2012 核电站运作阶段的管理,行政,以及质量保证控制
- ANSI/ANS 15.21-2012 研究反应堆安全分析报告格式和内容
- ANSI/ANS 2.21-2012 在极限热阱上评个空气影响的准则
- ANSI/ANS 41.5-2012 废物管理和环境整治用辐射数据的验证和确认
- ANSI/ANS 5.4-2011 氧化物燃料中挥发裂变产物的释放比例计算方法
- ANSI/ANS 53.1-2011 模块化氢冷堆核电厂核安全的设计流程
- ANSI/ANS 19.3-2011 动力反应堆分析用稳态中子学方法
- ANSI/ANS 2.3-2011 评估核设施场地的龙卷风,飓风和极端直线风特性
- ANSI/ANS 58.14-2011 轻水反应器安全和压力完整性分类标准
- ANSI/ANS 19.6.1-2011 压水堆重新装料起动的物理试验
- ANSI/ANS 2.17-2010 核电站地表下放射性核素迁移的评定
- ANSI/ANS 40.37-2009 可移动的低放射性废弃物处理系统
- ANSI/ANS 15.11-2009 研究反应堆设施辐射的防护
- ANSI/ANS 3.5-2009 操作员训练和检验用核电厂模拟装置
- ANSI/ANS 19.10-2009 沸水堆(BWR)和压水反应堆(PWR)压力容器及反应器内部中中子注量的测定方法
- ANSI/ASME/ANS RA-S-2008 核电站设施用危险概率评估
- ANSI/ANS 2.27-2008 地震危害评估用核设备场所的调查标准
- ANSI/ANS 10.4-2008 核工业科研和工程用计算机程序的验证和确认导则
- ANSI/ANS 15.16-2008 研究反应堆的应急方案
- ANSI/ANS 2.29-2008 地震危害可能性分析
- ANSI/ANS 8.27-2008 轻水反应堆(LWR)燃料用燃耗信贷
- ANSI/ANS 58.23-2007 火灾概率风险评估(PRA)方法学
- ANSI/ANS 15.4-2007 反应堆研究人员的选择和培训
- ANSI/ANS 8.26-2007 临界安全工程师训练和合格计划
- ANSI/ANS 15.1-2007 研究反应堆用技术规范的开发
- ANSI/ANS 8.23-2007 核危险事故应急计划和响应
- ANSI/ANS 8.24-2007 核临界安全计算用中子运输法的证实
- ANSI/ANS 6.4-2006 核电站的混凝土辐射屏蔽的核分析和设计导则
- ANSI/ANS 6.4.2-2006 辐射屏蔽材料的规范
- ANSI/ANS 10.5-2006 适用用户的科研和工程用计算机软件开发需求
- ANSI/ANS 3.11-2005 用核能设备测定气象信息
- ANSI/ANS 8.19-2005 核临界安全.管理规程
- ANSI/ANS 5.1-2005 轻水反应堆衰变热功率
- ANSI/ANS 8.14-2004 反应堆外部核设施中可溶性中子吸收剂的使用
- ANSI/ANS 2.26-2004 地震设计用核设施结构系统和元部件的分类
- ANSI/ANS 8.17-2004 反应堆外部的轻水反应堆燃料的搬运,贮藏和运输临界安全性准则
- ANSI/ANS 14.1-2004 快速脉冲反应堆的运行
- ANSI/ANS 16.1-2003 用短期试验法测量已固化的低放射性废物的浸出性
- ANSI/ANS 56.8-2002 核反应堆.安全壳系统泄漏测试要求
- ANSI/ANS 19.1-2002 反应堆设计计算用核数据集
- ANSI/ANS 2.23-2002 与地震相关的核电厂反应
- ANSI/ANS 19.3.4-2002 核反应堆热能沉积率的测定
- ANSI/ANS 58.9-2002 轻水反应堆有关安全的液体系统用单一故障标准
- ANSI/ANS 1-2000 临界试验的操作
- ANSI/ANS 10.2-2000 科学和工程软件的可移植性
- ANSI/ANS 15.2-1999 片状铝铀核燃料元件的质量控制
- ANSI/ANS 59.52-1998 安全相关应急柴油发电机用润滑油系统
- ANSI/ANS 8.1-1998 外部反应堆裂变物质操作中核临界安全
- ANSI/ANS 8.7-1998 裂变材料储存的核临界安全指南
- ANSI/ANS 5.10-1998 非反应堆核设施处气载微粒释放率
- ANSI/ANS 59.51-1997 应急柴油发电机的燃油系统
- ANSI/ANS 19.11-1997 水慢化动力堆反应性的慢化剂温度系数的计算和测量
- ANSI/ANS 8.22-1997 限制和控制慢化剂基础上的核临界安全
- ANSI/ANS 8.3-1997 核临界事故报警系统
- ANSI/ANS 57.10-1996 轻水反应堆废燃料压实的设计准则
- ANSI/ANS 8.5-1996 裂变材料溶液中用作中子吸收剂的硼硅玻璃雷氏环的使用
- ANSI/ANS 57.5-1996 轻水反应堆燃料组件的结构设计和评估
- ANSI/ANS 15.8-1995 研究性反应堆质量保证程序要求
- ANSI/ANS 58.11-1995 轻水反应堆冷却准则
- ANSI/ANS 57.8-1995 核燃料组件的标识
- ANSI/ANS 8.21-1995 固定的中子吸收剂在核设施外围反应堆中的使用
- ANSI/ANS 58.8-1994 核电站.有关安全操作人员行为的时间响应设计准则
- ANSI/ANS 55.6-1993 轻水冷却反应堆中液体放射性废物的处理系统
- ANSI/ANS 55.4-1993 轻水反应堆气态放射性废物处理系统
- ANSI/ANS 58.3-1992 核安全有关的系统和元件的物理防护
- ANSI/ANS 55.1-1992 轻水反应堆固体放射性废物的处理系统
- ANSI/ANS 57.1-1992 轻水反应堆燃料处理系统的设计要求
- ANSI/ANS 8.20-1991 核临界安全培训
- ANSI/ANS 51.10-1991 加压水冷反应堆的辅助供水系统
- ANSI/ANS 8.12-1987 反应堆外部钚铀混合燃料的核临界控制和安全
- ANSI/ANS 6.6.1-1987 LWR核电站直接的和散射的伽马辐射的计算和测量
- ANSI/ANS 6.3.1-1987 轻水反应堆(LWR)中辐射屏蔽的测试用程序
- ANSI/ANS 8.6-1983 次临界中子增殖现场测量的安全性
- ANSI/ANS 8.10-1983 屏蔽和封闭状态下操作中的核临界安全控制准则
- ANSI/ANS 8.15-1981 专用锕系元素的核临界控制
