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小型反应堆核安全
本专题涉及小型反应堆核安全的标准有122条。
国际标准分类中，小型反应堆核安全涉及到核能工程、试验条件和规程综合、辐射防护、废物、货物的包装和调运综合、变压器、电抗器、电感器。
在中国标准分类中，小型反应堆核安全涉及到核反应堆与核电厂核岛设备、核反应堆综合、核电厂核岛、卫生、安全、劳动保护、动力堆、核设施的辐射安全、、核材料、核燃料及其分析试验方法、堆用核仪器、核材料、核燃料综合、船用核动力装置。
US-FCR，关于小型反应堆核安全的标准
- FCR DOE 5480.6-1986 能源部核反应堆安全
- FCR DOE 5480.30-1993 核反应堆安全设计准则
- FCR DOE-STD-101-92-1992 可能应用于能源部非反应堆核设施的核安全标准汇编
SE-SIS，关于小型反应堆核安全的标准
- SIS SS IEC 639:1981 核检测仪表．核反应堆．非安全目的核反应堆保护系统
国家质检总局，关于小型反应堆核安全的标准
- GB/T 4083-2005 核反应堆保护系统安全准则
- GB/T 13628-1992 核反应堆保护系统用于非安全目的准则
- GB/T 5203-2011 核反应堆安全逻辑装置特性和检验方法
- GB 15146.1-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全 核临界安全行政管理规定
- GB 15146.8-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全堆外操作、贮存、运输轻水堆燃料单元的核临界安全准则
- GB 15146.8-2008 反应堆外易裂变材料的核临界安全.第8部分:堆外操作、贮存、运输轻水堆燃料的核临界安全准则
- GB 15146.3-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全 易裂变材料贮存的核临界安全要求
- GB 15146.1-2008 反应堆外易裂变材料的核临界安全.第1部分:核临界安全行政管理规定
- GB 15146.10-2001 反应堆外易裂变材料的核临界安全 固定中子吸收体的应用安全要求
- GB/T 15146.11-2004 反应堆外易裂变材料的核临界安全 基于限制和控制慢化剂的核临界安全
- GB 15146.3-2008 反应堆外易裂变材料的核临界安全.第3部分:易裂变材料贮存的核临界安全要求
- GB 15146.7-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全 次临界中子增殖就地测量安全规定
- GB/T 15146.6-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全 硼硅酸盐玻璃拉希环及其应用准则
- GB 15146.4-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全含易裂变物质水溶液的钢质管道交接的核临界安全准则
- GB 15146.9-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全核临界事故探测与报警系统的性能及检验要求
- GB/T 15146.6-2009 反应堆外易裂变材料的核临界安全.第6部分:硼硅酸盐玻璃拉希环及其应用准则
- GB 15146.5-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全 钚--天然铀混合物的核临界控制准则和次临界限值
国家军用标准-总装备部，关于小型反应堆核安全的标准
- GJB 4256-2001 核潜艇反应堆燃料元件堆外核临界安全要求
- GJB 843.18-1994 潜艇核动力装置设计安全规定 压水型反应堆核设计准则
- GJB 843.40-2003 潜艇核动力装置设计安全规定 反应堆板型燃料组件设计准则
- GJB 1554.2-1992 潜艇核动力装置建造安全规定 反应堆物理启动要求
- GJB 1554.10-2015 潜艇核动力装置建造安全规定 第10部分：核潜艇反应堆预装要求
- GJB 844.21-1998 潜艇核动力装置运行安全规定 反应堆专设安全设施定期试验要求
- GJB 843.2-1990 潜艇核动力装置设计安全规定 反应堆压力容器设计准则
- GJB 843.19-1994 潜艇核动力装置设计安全规定 反应堆热工水力设计准则
- GJB 843.8-1991 潜艇核动力装置设计安全规定 反应堆舱及其系统设计准则
- GJB 843.41-2004 潜艇核动力装置设计安全规定 反应堆冷却剂系统设计要求
- GJB 1554.2A-2021 潜艇核动力装置建造安全规定 第2部分：反应堆物理启动要求
- GJB 843.24-1994 潜艇核动力装置设计安全规定 反应堆控制棒驱动机构设计准则
- GJB 843.31-1997 潜艇核动力装置设计安全规定 潜艇反应堆结构及设备抗冲击设计要求
- GJB 843.25-1994 潜艇核动力装置设计安全规定 反应堆燃料组件及燃料相关组件设计准则
- GJB 843.28-1995 潜艇核动力装置设计安全规定 反应堆冷却剂系统主设备支承件设计准则
- GJB 844.20-1998 潜艇核动力装置运行安全规定 潜艇反应堆保护、控制和仪表系统定期试验要求
- GJB 843.25A-2005 潜艇核动力装置设计安全规定 第25部分:反应堆燃料组件及燃料相关组件设计准则
- GJB 843.31A-2005 潜艇核动力装置设计安全规定 第31部分:反应堆及一回路系统和设备力学分析要求
IAEA - International Atomic Energy Agency，关于小型反应堆核安全的标准
- NS-G-1.10-2004 核电站反应堆安全壳系统设计
加拿大标准协会，关于小型反应堆核安全的标准
- CSA N290.7-2014 核电站和小型反应堆设施的网络安全（第一版；勘误表：2015年2月）
- CSA N291-08-2008 加拿大重水铀反应堆核电厂安全相关结构的要求.第1版
ANS - American Nuclear Society，关于小型反应堆核安全的标准
- N45.4-1972 核反应堆安全壳结构的泄漏率测试
- 58.16-2014 非反应堆核设施的安全分类和设计准则
- 8.1-2014 反应堆外裂变材料运行中的核临界安全
- 8.1-1983 反应堆外裂变材料运行中的核临界安全
- 8.1-1998 反应堆外裂变材料运行中的核临界安全
- 54.1-1989 液态金属反应堆核电站通用安全设计准则
- 53.1-2011 模块化氦冷反应堆装置的核安全设计过程
- N18.2 ADD A-1975 固定式压水反应堆装置设计的核安全准则
- 52.1-1983 固定式沸水反应堆装置设计的核安全准则
- N18.2-1973 固定式压水反应堆装置设计的核安全准则
- 51.1-1983 固定式压水反应堆装置设计的核安全准则
- 8.12-1987 反应堆外钚-铀燃料混合物的核临界控制和安全
- 8.12-1978 反应堆外均质钚-铀燃料混合物的核临界控制和安全
- 8.1 ERTA- 反应堆外可裂变材料操作中的核临界安全（勘误表至 1998 R2007）
- 51.8-1975 固定式压水反应堆电站设计核安全标准的修订和增补 ANSI N18.2-1973
美国国家标准学会，关于小型反应堆核安全的标准
- ANSI/ANS 56.8-2002 核反应堆.安全壳系统泄漏测试要求
- ANSI/ANS 8.1-1998 外部反应堆裂变物质操作中核临界安全
- ANSI/ANS 8.12-1987 反应堆外部钚铀混合燃料的核临界控制和安全
国际电工委员会，关于小型反应堆核安全的标准
- IEC 60639:1979 核反应堆 保护系统用于非安全目的
- IEC 61250:1994 核反应堆 安全重要仪表和控制系统 冷却剂系统的泄漏检测
- IEC 60910:2022 核电厂.对安全重要的仪表.轻水反应堆正常运行偏差早期检测用安全壳监测
- IEC TR 63335:2021 核电厂.仪表和控制系统 控制室和电力系统.小型模块化反应堆的特殊特性和标准要求
法国标准化协会，关于小型反应堆核安全的标准
- NF C52-558-2-20*NF EN 61558-2-20:2011 安全变压器、反应堆、电源装置和组合 第2-20部分：特殊要求和小型反应堆的试验
- NF ISO 26802:2010 核设施 - 核反应堆安全壳和通风系统的设计和运行标准
- NF M60-443*NF ISO 11311:2011 核临界安全:反应堆外匀质钚铀氧化物燃料混合物的临界值.
- NF M60-441*NF ISO 27468:2011 用极限燃耗效益法对含有压水反应堆二氧化铀燃料的系统进行评估,并判定核临界安全性.
CZ-CSN，关于小型反应堆核安全的标准
- CSN IEC 639:1994 核反应堆．非安全状态下防护系统的启用
美国核协会，关于小型反应堆核安全的标准
- ANS 58.16-2014 非反应堆核设施的安全分类和设计准则
- ANS 8.1-1998(R2007) 反应堆外裂变材料运行中的核临界安全
- ANS 8.1-2014 反应堆外裂变材料运行中的核临界安全
- ANS 53.1-2011 模块化氦冷反应堆装置的核安全设计过程
- ANS 8.1-1998 反应堆外部裂变物质操作中的核临界安全性
- ANS 8.12-1987 反应堆外部钚铀混合燃料核临界控制和安全性
行业标准-能源，关于小型反应堆核安全的标准
- NB/T 20159-2012 压水堆核电厂反应堆厂房安全壳钢衬里施工技术规程
未注明发布机构，关于小型反应堆核安全的标准
- GJB 843.18A-2017 潜艇核动力装置设计安全规定 第18 部分：压水型反应堆核设计要求
- GJB 843.40-2018 潜艇核动力装置设计安全规定 第40部分：反应堆板型燃料组件设计准则
- GJB 844.21A-2015 潜艇核动力装置运行安全规定 第21部分：反应堆专设安全设施定期试验要求
- GJB 843.2A-2017 潜艇核动力装置设计安全规定 第2部分：反应堆压力容器设计要求
- GJB 843.41-2018 潜艇核动力装置设计安全规定 第41部分：反应堆冷却剂系统设计要求
- GJB 843.24A-2017 潜艇核动力装置设计安全规定 第24部分：反应堆控制棒驱动机构设计要求
- GJB 843.13A-2018 潜艇核动力装置设计安全规定 第13部分：反应堆燃料装卸和贮存系统设计准则
- GJB 843.28A-2018 潜艇核动力装置设计安全规定 第28部分：反应堆冷却剂系统主设备支承件设计准则
- GJB 844.20A-2015 潜艇核动力装置运行安全规定 第20部分：潜艇反应堆保护、控制和仪表系统定期试验要求
行业标准-核工业，关于小型反应堆核安全的标准
- EJ/T 20029-2012 反应堆外易裂变材料的核临界安全 核临界事故应急准备与响应
中国团体标准，关于小型反应堆核安全的标准
- T/CNEA 003-2020 进口核安全1级反应堆冷却剂泵安全检验文件审查指南
- T/BSRS 099-2023 小型氟盐冷却高温堆核设计安全评价方法
德国标准化学会，关于小型反应堆核安全的标准
- DIN 25474:1996 核技设施(反应堆除外)保持临界安全的管理措施
- DIN 25474:2014-06 除反应堆外的核设施临界安全保护行政性质的措施
- 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
- DIN 25474:2014 对于除反应堆外的核技术装备保持临界安全的管理措施
- DIN 25474:2007 对于除反应堆外的核技术装备保持临界安全的管理措施
- DIN 25471:2009 带轻水反应堆的核电站燃料槽中核燃料元件在搬运和储存时燃耗应考虑的临界安全性
- DIN 25471:2000 带轻水反应堆的核电站燃料槽中核燃料元件在搬运和储存时燃耗应考虑的临界安全性
- DIN 25471:2021-08 在轻水反应堆核电站燃料池中处理和储存核燃料元件时考虑燃料元件燃耗的临界安全
- DIN 25471:2021 在轻水反应堆核电站燃料池中处理和储存核燃料元件时考虑燃料元件燃耗的临界安全
国际标准化组织，关于小型反应堆核安全的标准
- ISO 11311:2011 核临界安全.反应堆外部钚铀混合燃料的临界值
- ISO 11311:2011/Amd 1:2022 核临界安全.反应堆外均质钚铀氧化物燃料混合物的临界值.修改件1:修正和澄清
英国标准学会，关于小型反应堆核安全的标准
- 21/30434328 DC BS EN 63374 核电站 对安全很重要的仪表系统 核反应堆反应性计的特点及测试方法
- 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
- BS ISO 11311:2011 核临界安全.反应堆外均质钚-铀氧化燃料混合物的临界值
- BS ISO 11311:2011+A1:2022 核临界安全 反应堆外均质钚-铀氧化物燃料混合物的临界值
- 22/30442927 DC BS ISO 11311 AMD1 核临界安全 反应堆外均质钚-铀氧化物燃料混合物的临界值
- BS IEC 60910:2022 核电厂 仪表对安全很重要 安全壳监测 以便及早发现轻水反应堆偏离正常运行的情况
- BS PD IEC TR 63335:2021 核电站 仪表和控制系统、控制室和电力系统 小型模块化反应堆的具体特点和标准需求
- PD IEC TR 63335:2021 核电厂 仪表和控制系统、控制室和电力系统 小型模块化反应堆的具体特征和标准需求
- 22/30443258 DC BS EN 61558-2-20 变压器、电抗器、电源装置及其组合的安全 第 2-20 部分 小型反应堆的特殊要求和试验
- 20/30415459 DC BS IEC 60910 核电站 对安全很重要的仪表系统 安全壳监测 以便及早发现轻水反应堆偏离正常运行的情况
- 18/30370017 DC BS IEC 60910 核电站 对安全很重要的仪表系统 安全壳监测 以便及早发现轻水反应堆偏离正常运行的情况
中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局、中国国家标准化管理委员会，关于小型反应堆核安全的标准
- GB/T 15146.12-2017 反应堆外易裂变材料的核临界安全 第12部分：轻水堆燃料燃耗信用制
韩国科技标准局，关于小型反应堆核安全的标准
- KS C IEC 61250-2006(2016) 核反应堆安全重要仪表和控制系统冷却剂系统泄漏检测
- 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
- KS C IEC 61250:2006 核反应堆.安全重要仪表和控制系统.冷却剂系统的泄漏检测
- KS C IEC 61250-2006(2021) 核反应堆——对安全至关重要的仪表和控制系统——冷却剂系统泄漏检测
GOSTR，关于小型反应堆核安全的标准
- GOST R 22.2.11-2018 紧急情况下的安全 预期核反应堆厂事故辐射状况评估方法
RU-GOST R，关于小型反应堆核安全的标准
- GOST 25461-1982 核反应堆废释热元件块用的包装运输成套装置.对核安全计算方法的要求
美国机械工程师协会，关于小型反应堆核安全的标准
- ASME NTB-5-2022 确定轻水反应堆核设施压力保持部件的风险知情安全分类指南
- ASME SEC III DIVISION 2-1998 BPVC.第III节.核电站组件施工规则.第2部分:混凝土反应堆容器和安全壳用规范.ACI 359-98;未归档
美国焊接协会，关于小型反应堆核安全的标准
- WRC 217:1976 第1部分：钢板的全厚度疲劳性能；第 2 部分：厚型核反应堆钢的性能
国家军用标准-国防科工委，关于小型反应堆核安全的标准
- GJB 843.19A-2005 潜艇核动力装置设计安全规定 第19部分:反应堆热工水力设计准则
国家技术监督局，关于小型反应堆核安全的标准
- GB/T 15146.9-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全 核临界事故探测与报警系统的性能及检验要求
可能用到的仪器设备
