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堆芯
本专题涉及堆芯的标准有92条。
国际标准分类中，堆芯涉及到核能工程、辐射测量、信息技术应用、辐射防护、钢铁产品、热力学和温度测量、橡胶和塑料制品。
在中国标准分类中，堆芯涉及到辐射防护与监测综合、核电厂核岛、通用核仪器、堆用核仪器、医用核仪器、动力堆、、核探测器、核反应堆与核电厂核岛设备、核反应堆综合、钢锭、钢坯、辐射防护监测与评价、人造板、核仪器与核探测器综合、反应堆、核电厂安全配电设备。
IAEA - International Atomic Energy Agency，关于堆芯的标准
- NS-G-1.12-2005 核电站反应堆堆芯设计
- NS-G-4.3-2008 研究堆堆芯管理和燃料处理
- NS-G-2.5-2002 核电站的堆芯管理和燃料处理
国家质检总局，关于堆芯的标准
- GB/T 41583-2022 核电厂堆芯损伤评价方法
- GB/T 8995-2008 核反应堆中子注量率测量堆芯仪表
- GB/T 13632-1992 监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求
- GB 7166-1987 核动力堆堆芯或堆主包壳内温度测量特性和测试方法
- GB/T 7166-2015 核电厂反应堆堆芯和主冷却剂回路内温度计的特性和试验方法
- GB/T 13632.2-2006 监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求.第2部分:冷停堆期间监测仪表的要求
行业标准-能源，关于堆芯的标准
- NB/T 20556-2019 重水堆堆芯过剩反应性计 算方法
- NB/T 20264-2014 非能动堆芯冷却系统设计要求
- NB/T 20195-2012 压水堆核电厂堆芯热功率测量规程
- NB/T 20552-2019 压水堆核电厂堆芯临界硼 浓度监督
- NB/T 20324-2014 非能动堆芯冷却系统定期试验要求
- NB/T 20560.7-2021 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第7部分：下游效应（堆芯内）试验技术要求
- NB/T 20435-2017RK 压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验
- NB/T 20261-2014 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则
- NB/T 20131-2012 压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则
- NB/T 20569-2019 压水堆核电厂非能动堆芯 冷却系统调试导则
- NB/T 20057.1-2012 压水堆核电厂反应堆系统设计.堆芯.第1部分：核设计
- NB/T 20064-2012 压水堆核电厂反应堆堆芯仪表系统安装和试验要求
- NB/T 20057.3-2012 压水堆核电厂反应堆系统设计 .堆芯.第3部分：燃料组件
- NB/T 20006.38-2017 压水堆核电厂用合金钢 第38部分:堆芯补水箱用19MnNiMo锻件
- NB/T 20057.4-2012 压水堆核电厂反应堆系统设计 .堆芯.第4部分：燃料相关组件
- NB/T 20057.2-2012 压水堆核电厂反应堆系统设计.堆芯.第2部分：热工水力设计准则
- NB/T 20006.36-2017 压水堆核电厂用合金钢 第36部分:反应堆压力容器堆芯区用19MnNiMo锻件
- NB/T 20006.37-2017 压水堆核电厂用合金钢 第37部分:反应堆压力容器非堆芯区用19MnNiMo锻件
- NB/T 20560.1-2021 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第1部分：总则
- NB/T 20215-2013 压水堆核电厂用于堆芯中子注量率测量的可移动式微型裂变室型式试验
- NB/T 20007.3-2021 压水堆核电厂用不锈钢 第3部分：堆芯支承板和上支承板用奥氏体不锈钢锻件
- NB/T 20007.3-2012 压水堆核电厂用不锈钢.第3部分：堆芯支承件和上支承板用控氮奥氏体不锈钢锻件
- NB/T 20560.3-2021 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第3部分：上游分析技术要求
- NB/T 20560.4-2021 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第4部分：设备设计技术要求
- NB/T 20560.6-2019 压水堆核电厂应急堆芯冷 却系统过滤器设计和性能 评价 第 6 部分：化学效应 试验技术要求
- NB/T 20560.2-2021 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第2部分：碎渣源项踏勘技术要求
- NB/T 20560.5-2021 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第5部分：碎渣压降试验技术要求
中国团体标准，关于堆芯的标准
- T/CECPA 002-2022 堆芯子通道分析软件评价技术规范
- T/CNS 29-2020 高温气冷堆核动力厂堆芯热工流体设计准则
- T/CNS 45-2020 高温气冷堆核动力厂陶瓷堆芯支承结构设计准则
- T/SHDSGY 082-2022 压水堆核电厂堆芯物理分析与燃料管理软件系统
- T/BSRS 054-2021 核动力厂安全审评堆芯源项校核计算 技术要求
韩国科技标准局，关于堆芯的标准
- KS C IEC 60911:2004 加压轻水反应堆堆芯中适度冷却的监测
- KS C IEC 61468-2006(2016) 核电厂堆芯仪表自力中子探测器的特性和试验方法
- KS C IEC 61468-2006(2021) 核电厂堆芯仪表自供电中子探测器的特性和试验方法
- KS C IEC 62117-2009(2019) 核反应堆仪表－加压轻水反应堆（PWR）－冷停堆期间监测堆芯内的充分冷却
- KS C IEC 62117:2009 核反应堆仪表.加压轻水反应堆(PWR).冷停过程中堆芯充分冷却的监测
- KS C IEC 61468:2006 核电厂.堆芯测量仪表.自给能中子探测器的特性和试验方法
- KS C IEC 60568:2009 核电站.仪器安全重要性.动力反应堆内中子注量率(通量)测量用堆芯仪表
国家能源局，关于堆芯的标准
- NB/T 20435-2017 压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验
- NB/T 20522-2018 核电厂堆芯中子通量测量指套管涡流检测
CZ-CSN，关于堆芯的标准
- CSN IEC 911:1993 监测受压轻水反应堆堆芯充分冷却测量法
- CSN IEC 737:1994 核反应堆的堆芯内部温度或堆主包壳内温度测量．特点和测试方法
行业标准-核工业，关于堆芯的标准
- EJ/T 332-1988 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则
- EJ/T 816-1994 压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则
- EJ/T 20101-2016 钠冷快中子增殖堆设计准则 堆芯支承结构设计
- EJ/T 493-1989 三十万千瓦压水堆核电厂 反应堆堆芯中子通量测量系统管系设计规定
IN-BIS，关于堆芯的标准
- IS 13897-1993 用于动力堆中子注量率（通量）测量的堆芯仪器
国际电工委员会，关于堆芯的标准
- IEC 60911:1987 监测加压轻水反应堆堆芯充分冷却的测量方法
- IEC 60568:1977 动力反应堆内中子注量率(通量)测量用堆芯仪表
- IEC 60737:1982 核动力反应堆中堆芯温度或主包壳温度测量 特性和试验方法
- IEC 61343:1996 核反应堆仪表 沸水反应堆(BWR) 堆芯充分冷却监测用反应容器的测量
- IEC 61468:2000 核电厂 堆芯测量仪表 自给能中子探测器的特性和试验方法
- IEC 62118:2000 核反应堆仪表 VVER型加压轻水反应堆(PWR) 冷停过程中堆芯充分冷却的监测
- IEC 61468:2000/AMD1:2003 核电厂.堆芯仪器仪表.自给能中子探测器的特性和试验方法.修改1
- IEC 61468:2021 核电厂.对安全重要的仪表系统.堆芯仪表:自供电中子探测器的特性和试验方法
- IEC 60737:2010 核电站.安全性仪表装置重要事项.温度传感器(堆芯温度或主包壳温度测量).特性和试验方法
SE-SIS，关于堆芯的标准
- SIS SS IEC 911:1988 核检测仪表．加压轻水反应堆堆芯充分冷却的测量法
- SIS SS IEC 568:1981 核检测仪表．动力反应堆中子通量（通量）测量堆芯仪表
- SIS SS IEC 737:1984 核检测仪表．核动力反应堆堆芯或堆主包壳内温度测量．特性和测试方法
德国标准化学会，关于堆芯的标准
- DIN IEC 62117:2001 核电厂.压水堆(PWR).低温停机过程中堆芯充分冷却监测
- DIN IEC 60568:2006 核电站.设备安全的重要性.动力反应堆中子注量率(通量)测量堆芯仪表
国家市场监督管理总局、中国国家标准化管理委员会，关于堆芯的标准
- GB/T 41140-2021 压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项分析准则
美国材料与试验协会，关于堆芯的标准
- ASTM E706-01 轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)
- ASTM E706-87(1994) 轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)
- ASTM E706-23 Red 轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)
- ASTM D7336/D7336M-12 蜂窝夹芯结构堆芯材料的静能吸收性能的标准试验方法
- ASTM E636-95 核动力反应堆堆芯压力容器用的进行辅助监视试验的实施(E706IH)
- ASTM E1214-06 使用反应堆堆芯压力容器监督用熔丝温度监视器的标准指南.E 706 (IIIE)
- ASTM A771/A771M-95 液态金属冷却反应堆堆芯部件用奥氏体和马氏体不锈钢无缝管的标准规范
- ASTM A826/A826M-95 液态金属冷却反应堆堆芯部件用奥氏体和马氏体不锈钢无缝管的标准规范
- ASTM A826/A826M-95(2001) 用于液态金属冷却反应堆堆芯部件的无缝奥氏体和马氏体不锈钢管道的标准规范（2004 年撤回）
英国标准学会，关于堆芯的标准
- BS IEC 62117:2000 核反应堆仪表.压力轻水反应堆(PWR).冷停过程中堆芯充分冷却的监测
- BS IEC 61468:2000 核电站.堆芯测试设备.自动力中子探测器的特性和试验方法
- BS IEC 60568:2006 核电站.设备安全的重要性.动力反应堆中子注量率（通量）测量堆芯仪表
- 23/30469793 DC BS IEC 60911 核电站 仪表系统 监测加压轻水反应堆堆芯内充分冷却的测量
- BS IEC 62117:1999 核反应堆仪表 压水反应堆（PWR） 在冷停机期间监测堆芯内是否有足够的冷却
- BS IEC 61468:2021 核电厂.对安全重要的仪表系统. 堆芯测量仪表. 自给能中子探测器的特性和试验方法
VDE - VDE Verlag GmbH@ Berlin@ Germany，关于堆芯的标准
- VDE 0491-4-2001 核电厂 加压轻水反应堆 冷停堆期间监测堆芯内的充分冷却（IEC 62117:1999）
- VDE 0491-6-2006 核电厂 安全重要仪表 用于动力反应堆中子注量率（通量）测量的堆芯仪表（IEC 60568:2006）
加拿大标准协会，关于堆芯的标准
- CSA N290.0/N290.2-2011 核电厂安全系统通用要求/核电厂应急堆芯冷却系统要求（第一版）
美国机械工程师协会，关于堆芯的标准
- ASME BPVC Section 3 Division 1 Subsection NG-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第1分册.第NG子节.堆芯支撑结构
- ASME BPVC Section 3 Division 1 Subsection NG-2004 ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第1分册.第NG子节.堆芯支撑结构
