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Für die Haufen gibt es insgesamt 500 relevante Standards.
In der internationalen Standardklassifizierung umfasst Haufen die folgenden Kategorien: Abfall, Kernenergietechnik, Leitermaterial, Umweltschutz, Messung von Volumen, Masse, Dichte und Viskosität, Transformatoren, Drosseln, Induktoren, Schweißen, Hartlöten und Niedertemperaturschweißen, Luftqualität, Textilprodukte, Dünger, Gummi- und Kunststoffprodukte, Landmaschinen, Werkzeuge und Geräte, Gleichrichter, Wandler, geregelte Netzteile, Industriefahrzeuge, Holzbearbeitungsgeräte, Stahlprodukte, Thermodynamik und Temperaturmessung, Klebstoffe und Klebeprodukte, Frachtversand, Landwirtschaftliche Gebäude, Bauwerke und Anlagen, Essen umfassend, Plastik, Strahlungsmessung, Hebezeuge, Transport, Lagerausrüstung, Kunst und Handwerk, Anwendungen der Informationstechnologie, Baumaterial, Tee, Kaffee, Kakao, Möbel, Elektromagnetische Verträglichkeit (EMV), Metallurgische Ausrüstung, Geologie, Meteorologie, Hydrologie, Fluidkraftsystem, Kontinuierliche Handhabungsausrüstung, Längen- und Winkelmessungen, Obst, Gemüse und deren Produkte, Kraftstoff, Gefahrgutschutz, Chemikalien, Metallerz, Drucktechnik, Wortschatz, Pestizide und andere landwirtschaftliche Chemikalien, Spanlose Bearbeitungsgeräte, Wasserqualität, schwarzes Metall, Kraftwerk umfassend, analytische Chemie, Materiallager- und Transportausrüstung, Land-und Forstwirtschaft, Verbundverstärkte Materialien, Umfangreiche Testbedingungen und -verfahren, Übertragungs- und Verteilungsnetze, Messung von Kraft, Schwerkraft und Druck.
Professional Standard - Urban Construction, Haufen
Professional Standard - Nuclear Industry, Haufen
- EJ/T 561-1991 Richtlinien zur Abschaltung des PWR-Kühlsystems
- EJ/T 318-1992 Reaktorentwurfskriterien für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke
- EJ/T 561-2000 Auslegungskriterien für die sichere Abschaltung von Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- EJ/T 321-1998 Auslegungskriterium für Reaktoreinbauten für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke
- EJ 321-1988 Entwurfskriterien für interne Komponenten von Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- EJ/T 1210-2006 Experimentstandard für strömungsinduzierte Schwingungen des PWR-Einbaumodells
- EJ/T 1188-2005 Schwingungsüberwachung innerer Strukturen in Druckwasserreaktoren von Kernkraftwerken
- EJ/T 1113-2000 Erster kritischer Test im DWR-Kernkraftwerk
- EJ/T 1114-2000 Erstbelastungstest für PWR-Kernkraftwerk
- EJ/T 320-1998 Allgemeine Entwurfskriterien für Reaktoren für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke
- EJ/T 503-1990 300-MW-Druckwasserreaktor-Reaktorinnenteile für Kernkraftwerke, Konstruktions- und Herstellungsspezifikationen
- EJ/T 1115-2000 Physikalische Tests bei geringer Leistung für ein PWR-Kernkraftwerk
- EJ/T 319-1992 Thermisch-hydraulische Entwurfskriterien für ein Druckwasserreaktor-Kernkraftwerk
- EJ 320-1988 Allgemeine Konstruktionsrichtlinien für die Reaktorstruktur eines Kernkraftwerks mit Druckwasserreaktor
- EJ/T 322-1994 Auslegungskriterien für Reaktordruckbehälter in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- EJ 322-1988 Auslegungskriterien für Reaktordruckbehälter in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- EJ/T 493-1989 300 MW PWR Reaktorkern-Neutronenfluss-Messsystem, Rohrleitungskonstruktionsvorschriften für Kernkraftwerke
- EJ/T 325-1988 Entwurfskriterien für das Reaktorkühlsystem in einem Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor
- EJ/T 332-1988 Entwurfskriterien für das Notkühlsystem des Kernkraftwerks mit Druckwasserreaktor
- EJ/T 816-1994 Entwurfskriterien für Notkernkühlgruben in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- EJ/T 1137-2001 Designspezifikation für den Antriebsmechanismus der PWR-Steuerstange
- EJ/T 20101-2016 Entwurfskriterien für einen natriumgekühlten schnellen Brutreaktor. Entwurf von Kernstützstrukturen
- EJ 326-1988 Entwurfskriterien für Reaktorkühlhilfssysteme in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- EJ/T 446-1989 Physischer Starttest für einen 300-MW-PWR-Kernreaktor
- EJ/T 1176-2005 Management der Alterung von Forschungsreaktoren
- EJ/T 720-2008 Auslegungskriterium für die Wärmedämmung von Reaktorbehältern und Reaktorkühlmittelleitungen und -ausrüstungen von DWR-Kernkraftwerken
- EJ/T 720-1992 Entwurfskriterien für die Isolierschicht von Reaktordruckbehältern und Reaktorkühlsystem-Rohrleitungen und -Geräten in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- EJ/T 494-1999 Spezifikation für Druckfeder-Ring-Schmiedeteile von Reaktorinnenteilen für Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren
- EJ/T 1238-2014 Physikalische und thermische Designanforderungen für den Bestrahlungstest von Reaktor-Brennelementen
- EJ/T 20044-2014 Entwurfskriterien für einen natriumgekühlten Schnellbrüterreaktor. Allgemeiner Entwurf der Reaktorstruktur
- EJ/T 779-1993 Voraussichtliche Anforderungen an die transiente Analyse für DWR-Kernkraftwerke, die nicht im Notfall abgeschaltet werden können
- EJ/T 20206-2018 Entwurfskriterien für natriumgekühlte schnelle Brüterreaktoren. Überdruckschutzsystem für Reaktoren
- EJ/T 474-2000 Spezifikation für die Metallisolierung von Reaktordruckbehältern für Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren
- EJ/T 1027.9-1996 Schweißvorschriften für mechanische Komponenten von PWR-Kerninseln. Aufpanzerung von Ventilen
- EJ/T 444-1989 Vorschriften zum nuklearen Designinhalt des 300-MW-Druckwasserreaktor-Kernkraftwerks
- EJ/T 448-1989 Technische Spezifikationen für Reaktorkühlmittelpumpen des 300 MW PWR-Kernkraftwerks
- EJ/T 732-1992 Bewertungskriterien für den Druck-Thermoschock von Reaktordruckbehältern in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- EJ/T 606-1991 Ultraschall-Inspektion von Reaktordruckbehälterschweißnähten in DWR-Kernkraftwerken im laufenden Betrieb
- EJ/T 478-1989 300.000-Kilowatt-Druckwasserreaktor, obere Abdeckung des Reaktordruckbehälters eines Kernkraftwerks
- EJ/T 567-1991 Terminologie der Kernreaktorinstrumentierung
- EJ/T 712-2002 Anforderungen an die Installation des Reaktordruckbehälters und der dazugehörigen Ausrüstung im PWR-Kernkraftwerk
- EJ/T 1033-1996 Bewertungskriterien zur Verhinderung eines schnellen Bruchs des Reaktordruckbehälters von Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- EJ/T 445-1989 Analyse der abnormalen Reaktor- und Stromverteilung eines 300-MW-PWR-Kernkraftwerks
- EJ/T 1027.8-1996 Schweißvorschriften für mechanische Komponenten von PWR-Kerninseln. Korrosionsschutzbeschichtung mit Nickelbasislegierung
- EJ/T 712-1992 Technische Anforderungen für den Einbau von Reaktordruckbehältern und zugehöriger Ausrüstung in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- EJ 334-1988 Entwurfskriterien für Hauptausrüstungsträger des Reaktorkühlsystems in einem Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor
- EJ/T 603-2005 Kriterien für Sicherheitssysteme von Forschungsreaktoren
- EJ/T 876-1994 Qualitätssicherung bei der Stilllegung des Produktionsstacks
- EJ 622-1992 Terminologie der Reaktorbrennelemente
- EJ/T 836-1994 Inbetriebnahmeprogramm für Impulsreaktoren
- EJ/T 675-1992 Spaltionisationskammer für Reaktor
- EJ/T 486-1999 Spezifikation für austenitisches Chrom-Nickel-Edelstahl-Hüllmaterial mit extrem niedrigem Kohlenstoffgehalt für Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren
- EJ/T 383-1989 Vorübergehende Vorschriften für die Auslegung des Reaktorkühlsystems in einem 300-MW-Druckwasserreaktor-Kernkraftwerk
- EJ/T 918-1994 Richtlinien zur Erstellung von Druck-Temperatur-Grenzkurven für Reaktordruckbehälter in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- EJ/T 1027.7-1996 Schweißvorschriften für mechanische Komponenten von PWR-Kerninseln. Korrosionsschutzüberzug mit austenitischem Edelstahl
- EJ/T 1027.16-1996 Schweißvorschriften für mechanische Komponenten von PWR-Kerninseln. Qualifizierung des Hartauftragsverfahrens für Ventile
- EJ/T 483-1989 Richtlinien für die Erstellung der technischen Dokumentation für Reaktordruckbehälter des 300-MW-Druckwasserreaktor-Kernkraftwerks
- EJ/T 384-1989 300 MW Druckwasserreaktor, Kernkraftwerk, Reaktor, Kühlmittel, Hauptrohrleitung, Installation, technische Bedingungen
- EJ/T 668-1992 Entwurfskriterien für ein Leckerkennungssystem für Reaktorkühlmitteldruckgrenzen in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- EJ 310-1988 Technische Terminologie für PWR-Kernkraftwerke
Korean Agency for Technology and Standards (KATS), Haufen
IAEA - International Atomic Energy Agency, Haufen
工业和信息化部, Haufen
HU-MSZT, Haufen
US-FCR, Haufen
Professional Standard - Energy, Haufen
- NB/T 20435-2017RK Inbetriebnahme des PWR-Kernreaktors. Physikalischer Kerntest
- NB/T 20606-2021 Technische Bedingungen für die Unterwasserwartung von Reaktoreinbauten in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20057.1-2012 Reaktorsystemdesign für Druckwasserreaktoren in Kernkraftwerken. Kern. Teil 1: Nukleardesign
- NB/T 20064-2012 Installations- und Testanforderungen des In-Core-Instrumentierungssystems in einem Druckwasserreaktor-Kernkraftwerk
- NB/T 20057.3-2012 Reaktorsystemdesign für PWR-Kernkraftwerke. Kern. Teil 3: Brennstoffmontage
- NB/T 20057.3-2023 Druckwasserreaktor, Kernkraftwerk, Reaktorsystemdesign, Reaktorkern, Teil 3: Brennstoffanordnungen
- NB/T 20556-2019 Berechnungsmethode für überschüssige Reaktivität im Schwerwasserreaktorkern
- NB/T 20057.4-2012 Reaktorsystemdesign für PWR-Kernkraftwerke.Kern.Teil4:Kernkomponenten
- NB/T 20382-2016 Schwingungsüberwachung innerer Strukturen in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20144-2012 Erste Kritikalitätstests für Druckwasserreaktoren von Kernkraftwerken
- NB/T 20195-2012 Verfahren zur Messung der thermischen Reaktorleistung für den Reaktorkern in einem Druckwasser-Kernkraftwerk
- NB/T 20552-2019 Überwachung der kritischen Borkonzentration im Kern von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20434-2017RK Erster Brennstoffbeladungstest des PWR-Kernkraftwerksreaktors
- NB/T 20592-2021 Strömungsinduzierter Vibrationstest des internen Komponentenmodells von PWR
- NB/T 20057.2-2012 Druckwasserreaktor-Reaktorsystementwurf für Kernkraftwerke. Kern. Teil 2: Thermohydraulische Entwurfskriterien
- NB/T 20285-2014 Allgemeine Anforderungen an die Reaktorsystemkonstruktion für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke
- NB/T 20553-2019 Richtlinie zum Alterungsmanagement für interne Komponenten in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20006.36-2017 Legierter Stahl für Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren. Teil 36: Schmiedeteile aus 19MnNiMo-Stahl für den Kernbereich des Reaktorbehälters
- NB/T 20101-2012 Analysebedarf für Stabauswurfunfälle in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20101-2021 Analyseanforderungen für Reaktorbombenunfälle in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20636-2023 Methode zur Sicherheitsbewertung der externen nuklearen Kritikalität von Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20006.37-2017 Legierter Stahl für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke. Teil 37: Schmiedeteile aus 19MnNiMo-Stahl für den Reaktorbehälter außerhalb des Kernbereichs
- NB/T 20261-2014 Entwurfskriterien für Notkernkühlsysteme von Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20187-2012 Entwurfskriterien für Reaktorkühlsysteme in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20131-2012 Entwurfskriterien für den Notkühlsumpf von Druckwasserreaktoren in Kernkraftwerken
- NB/T 20115-2012 Technische Vorschrift für den Bau und die Abnahme der Kopfinstallation von Reaktordruckbehältern in PWR-Kernkraftwerken
- NB/T 20699-2023 Bewertungsmethode für die Strömungsstabilität von Druckwasserreaktoren in Kernkraftwerken
- NB/T 20669-2023 Entwurfskriterien für Notkühlsysteme von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20658-2023 Technische Anforderungen an das Online-Überwachungssystem für den Reaktorkern eines Kernkraftwerks mit Druckwasserreaktor
- NB/T 20269-2014 Konstruktions- und Fertigungsspezifikation für die Reaktorkühlmittelpumpe eines Druckwasser-Kernkraftwerks
- NB/T 20304-2014 Technische Richtlinie für den Einbau von Reaktorschutzsystemen in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20154-2012 Leitfaden zum Alterungsmanagement für PWR-Reaktordruckbehälter
- NB/T 20044-2011 Technische Vorschrift für den Bau und die Abnahme von Reaktoreinbauten in DWR-Kernkraftwerken
- NB/T 20107-2012 Technische Vorschrift für den Bau der Reaktorkühlmittelpumpenanlage im PWR-Kernkraftwerk
- NB/T 20112-2012 Technische Regelung der Kabelklemmenverbindung im Reaktorgebäude des PWR-Kernkraftwerks
- NB/T 20044-2021 Technische Vorschriften für den Einbau und die Abnahme von Innenkomponenten von Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20569-2019 Inbetriebnahmerichtlinien für passive Kernkühlsysteme in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20661-2023 Technische Vorschriften für den Einbau von Reaktordruckbehältern in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20099-2012 Analysebedarf für Kühlmittelverlustunfälle in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20576-2019 Analyse der Neutronenflussrate des Reaktordruckbehälters in einem PWR-Kernkraftwerk
- NB/T 20657-2023 Technische Anforderungen für die Messung der Kernstromverteilung von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20660-2023 Technische Richtlinien für die Inbetriebnahme von Reaktorkühlsystemen in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20334-2015 Allgemeine Anforderungen an die Geräuschanalyse des Reaktors und des Primärkreislaufs in einem Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor
- NB/T 20104-2012 Analysebedarf für erwartete Transienten ohne Schnellabschaltung in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20343-2015 Entwurfs- und Fertigungsspezifikation für die Wärmeisolierung von Reaktorbehältern und Reaktorkühlmittelleitungen und -ausrüstungen von DWR-Kernkraftwerken
- NB/T 20343-2021 Code für die Konstruktion und Herstellung von Reaktordruckbehältern und Reaktorkühlsystem-Rohrleitungen und Ausrüstungsisolationsschicht in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20398-2017 Bau- und Inspektionsspezifikation für die innere Struktur des Reaktorgebäudes des PWR-Kernkraftwerks
- NB/T 20372-2016 Technische Vorschrift für den Einbau von Steuerstabantriebsmechanismen in DWR-Kernkraftwerken
- NB/T 20032-2010 Bewertungsregel für den Druck-Thermoschock für den Reaktordruckbehälter des PWR-KKW
- NB/T 20173-2012 Anforderungen an den Bau und Test eines Polarkrans im PWR-Reaktorgebäude
- NB/T 20045-2011 Technische Vorschrift für den Bau und die Abnahme des Reaktorbehältereinbaus in DWR-Kernkraftwerken
- NB/T 20109-2012 Technische Spezifikation der Installation von Neutronenflussführungsrohren im Reaktorgebäude eines PWR-Kernkraftwerks
- NB/T 20582-2021 Technische Richtlinien zur Inbetriebnahme von Bor- und Wasserversorgungssystemen für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke
- NB/T 20659-2023 Technische Vorschriften für den Einbau wellendichter Reaktorkühlmittelpumpen in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20688-2023 Anforderungen an die Transientenanalyse für die Auslegung von Reaktorkühlsystemen in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20006.38-2017 Legierter Stahl für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke. Teil 38 Schmiedeteile aus 19MnNiMo-Stahl für Kernnachspeisetank
- NB/T 20159-2012 Die technische Bauspezifikation für die Auskleidung des Reaktorgebäudes des PWR-Kernkraftwerks
- NB/T 20008.24-2015 Anderes Material für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke. Teil 24: GH4145-Legierungsstangen für Reaktorbehälter-Einbauten
- NB/T 20008.25-2015 Anderes Material für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke. Teil 25: GH4169-Legierungsdrähte für Reaktorbehältereinbauten
- NB/T 20022-2010 Die technische Hebespezifikation für die Kuppel des Reaktorgebäudes des PWR-Kernkraftwerks
- NB/T 20002.7-2013 Schweißvorschriften für mechanische Komponenten der PWR-Kerninsel. Teil 7: Panzerung
- NB/T 20560.7-2021 Filterdesign und Leistungsbewertung für das Notkernkühlsystem eines Druckwasserreaktor-Kernkraftwerks, Teil 7: Technische Anforderungen für den Test auf nachgeschaltete Effekte (im Kern).
- NB/T 20560.8-2023 Entwurf und Leistungsbewertung von Filtern für Notkühlsysteme von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren. Teil 8: Technische Anforderungen für die Analyse nachgelagerter Effekte (außerhalb des Kerns).
- NB/T 20007.42-2015 Edelstahl für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke. Teil 42: Ausscheidungshärtende Edelstahlstangen für Reaktorbehältereinbauten
- NB/T 20392-2016 Technische Vorschrift für den Bau und die Abnahme des Reaktorbehältereinbaus in passiven DWR-Kernkraftwerken
- NB/T 20100-2012 Grundsätze für die Überdruckanalyse des Hauptprimärsystems und des Hauptdampfsystems von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20100-2016 Anforderungen an die Überdruckanalyse für das Reaktorkühlsystem und das Hauptdampfsystem für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke
- NB/T 20161-2012 Technische Richtlinie für die Installation und Inbetriebnahme eines Ex-Core-Neutronenflussmesssystems für Druckwasserreaktoren von Kernkraftwerken
- NB/T 20009.13-2021 Schweißzusätze für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke – Teil 13: Schweißbänder und Flussmittel für Edelstahlauftragungen
- NB/T 20100-2016RK Anforderungen an die Überdruckanalyse des Reaktorkühlsystems und des Hauptdampfsystems in einem Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor
- NB/T 20161-2021 Technische Vorschriften für die Installation und Prüfung externer Neutronenfluenzraten-Messsysteme für Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20035-2011 Kategorisierung der Bedingungen von DWR-Kernkraftwerken
国家能源局, Haufen
- NB/T 20435-2017 Mit der Inbetriebnahme des Druckwasserreaktors im Kernkraftwerk beginnt der physikalische Kerntest
- NB/T 20430-2017 Technische Vorschriften für den Einbau von Reaktoroberbauten in passiven dynamischen Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20524-2018 Auslegungskriterien für die sichere Abschaltung von Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20434-2017 Erster Ladetest des Druckwasserreaktors im Kernkraftwerk
- NB/T 20407-2017 Spezifikationen für die Konstruktion und Herstellung interner Komponenten von Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20467-2017 Technische Richtlinien für die Inbetriebnahme von Reaktorschutzsystemen von Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20400-2017 Technische Vorschriften für die Herstellung von Edelstahlkomponenten in Reaktorhohlraumbecken und Becken für abgebrannte Brennelemente in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20481-2018 Konstruktions- und Fertigungsspezifikationen für die Hauptrohrleitungen des Reaktorkühlmittels in Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
- NB/T 20440-2017 Bewertungskriterien zur schnellen Bruchvermeidung von Reaktordruckbehältern in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20006.39-2017 Legierter Stahl für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke Teil 39: Stahlstangen für integrierte Reaktoroberteilkomponenten
- NB/T 20006.40-2018 Legierter Stahl für Druckwasserreaktor-Kernkraftwerke Teil 40: Schmiedeteile für integrierte Reaktoroberteilkomponenten
- NB/T 20439-2017 Richtlinien zur Entwicklung von Druck-Temperatur-Grenzkurven für Reaktordruckbehälter in Druckwasserreaktor-Kernkraftwerken
- NB/T 20490-2018 Überwachungsanforderungen für Ablagerungsquellen aktivierter Korrosionsprodukte während der Abschaltung und Wartung von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren
Professional Standard - Machinery, Haufen
ANS - American Nuclear Society, Haufen
- 58.6-1996 Kriterien für die Fernabschaltung von Leichtwasserreaktoren
- 15.15-1978 Kriterien für die Reaktorsicherheitssysteme von Forschungsreaktoren
- 58.6-1983 KRITERIEN FÜR DIE FERNABSCHALTUNG VON LEICHTWASSEREAKTOREN
- 15.10-1994 Stilllegung von Forschungsreaktoren
- 15.16-2015 Notfallplanung für Forschungsreaktoren
- 15.16-2008 Notfallplanung für Forschungsreaktoren
- 15.7-1977 Standortbewertung von Forschungsreaktoren
- 15.16-1982 Notfallplanung für Forschungsreaktoren
- 15.10-1981 Stilllegung von Forschungsreaktoren (R 1987)
- 15.17-1981 Brandschutzprogramm Kriterien für Forschungsreaktoren
- 51.10-1991 Hilfsspeisewassersystem für Druckwasserreaktoren
- 14.1-1975 Betrieb von Schnellpulsreaktoren
- 14.1-2004 Betrieb von Schnellpulsreaktoren
- 15.1-1990 Entwicklung technischer Spezifikationen für Forschungsreaktoren
- 15.1-2007 Die Entwicklung technischer Spezifikationen für Forschungsreaktoren
- 15.11-1977 RADIOLOGISCHE KONTROLLE IN FORSCHUNGSREAKTORANLAGEN
- 15.11-2016 Strahlenschutz an Forschungsreaktoranlagen
- 15.1-1982 ENTWICKLUNG TECHNISCHER SPEZIFIKATIONEN FÜR FORSCHUNGSREAKTOREN
- 15.11-1993 Strahlenschutz an Forschungsreaktoranlagen
- 15.11-2009 Strahlenschutz an Forschungsreaktoranlagen
- 58.11-1983 COOLDOWN-KRITERIEN FÜR LEICHTWASSEREAKTOREN
IEC - International Electrotechnical Commission, Haufen
- IEC 62117:1999 Kernreaktor-Instrumentierung – Druck-Leichtwasserreaktoren (PWR) – Überwachung ausreichender Kühlung im Kern während der Kaltabschaltung (Ausgabe 1.0)
CZ-CSN, Haufen
American Society for Testing and Materials (ASTM), Haufen
- ASTM UOP563-14 Gepackte scheinbare Schüttdichte von Molekularsieben
- ASTM E706-01 Standard-Mastermatrix für die Überwachungsstandards für Druckbehälter von Leichtwasserreaktoren, E706(0)
- ASTM E706-87(1994) Standard-Mastermatrix für die Überwachungsstandards für Druckbehälter von Leichtwasserreaktoren, E706(0)
- ASTM E706-23 Red Standard-Mastermatrix für die Überwachungsstandards für Druckbehälter von Leichtwasserreaktoren (Standard + Redline PDF-Paket)
- ASTM D6009-96(2006) Standardhandbuch für die Probenahme von Müllhaufen
- ASTM D6009-96(2001) Standardhandbuch für die Probenahme von Müllhaufen
- ASTM D6009-12 Standardhandbuch für die Probenahme von Müllhaufen
- ASTM E636-95 Standardhandbuch für die Durchführung ergänzender Überwachungstests für Kernkraftwerksreaktorschiffe, E706 (IH)
- ASTM D6009-96 Standardhandbuch für die Probenahme von Müllhaufen
- ASTM D6825-02 Standardleitfaden für die Platzierung von Riprap Revements
- ASTM D6825-02e2 Standardleitfaden für die Platzierung von Riprap Revements
- ASTM D6825-02e1 Standardleitfaden für die Platzierung von Riprap Revements
- ASTM D6400-99e1 Standardspezifikation für kompostierbare Kunststoffe
- ASTM D6400-21 Standardspezifikation für kompostierbare Kunststoffe
- ASTM D6009-19 Standardhandbuch für die Probenahme von Müllhaufen
GOSTR, Haufen
- GOST R 57898-2017 Induktionsmetallurgische Methode der Oberflächenbehandlung. Materialien für Oberflächen
- GOST R 59106-2020 Gestapelte Stahlschrauben. Spezifikationen
- GOST R 59023.3-2020 Schweißen und Auftragen von Ausrüstung und Rohrleitungen von Kernkraftwerken. Arten des Schweißens und Auftragens
- GOST 18624-1973 Reaktoren. Begriffe und Definitionen
- GOST R 59023.6-2020 Schweißen und Auftragen von Ausrüstung und Rohrleitungen von Kernkraftwerken. Auftragen von Dicht- und Führungsflächen
- GOST R 59023.4-2020 Schweißen und Auftragen von Ausrüstung und Rohrleitungen von Kernkraftwerken. Anforderungen an die Erwärmung beim Schweißen (Auftragschweißen)
Universal Oil Products Company (UOP), Haufen
- UOP 563-2014 Gepackte scheinbare Schüttdichte von Molekularsieben
- UOP 778-2007 Gepackte scheinbare Schüttdichte (ABD) des extrudierten Katalysators
British Standards Institution (BSI), Haufen
- BS EN 60289:1994 Reaktoren
- BS IEC 62117:2000 Instrumentierung von Kernreaktoren – Druck-Leichtwasserreaktoren (PWR) – Überwachung einer ausreichenden Kühlung im Kern während der Kaltabschaltung
- PAS 100:2018 Spezifikation für kompostierte Materialien
- BS IEC 62117:1999 Instrumentierung für Kernreaktoren. Druck-Leichtwasserreaktoren (PWR). Überwachung einer ausreichenden Kühlung im Kern während des Kaltabschaltens.
- BS ISO 4233:2023 Reaktortechnik. Kernfusionsreaktoren. Heißhelium-Dichtheitsprüfverfahren für hochtemperaturdrucktragende Komponenten in Kernfusionsreaktoren
- BS IEC 60965:2009 Kernkraftwerke – Kontrollräume – Zusätzliche Kontrollpunkte für die Reaktorabschaltung ohne Zugang zum Hauptkontrollraum
CENELEC - European Committee for Electrotechnical Standardization, Haufen
General Administration of Quality Supervision, Inspection and Quarantine of the People‘s Republic of China, Haufen
- GB 7166-1987 Eigenschaften und Prüfmethoden der Temperaturmessung im Kern eines Kernreaktors oder in der Haupthülle eines Kernreaktors
- GB/T 984-2001 Aufschweißelektroden für das Metalllichtbogenschweißen mit Schutzgas
- GB/T 8995-2008 Kerninterne Instrumente zur Messung der Neutronenfluenzrate in Kernreaktoren
- GB 12789.2-1991 Richtlinien für die Instrumentierung von Kernreaktoren Teil II: Druckwasserreaktoren
- GB/T 41591-2022 Erste Kritikalitätstests für Druckwasserreaktoren von Kernkraftwerken
- GB/T 13632-1992 Messungen zur Überwachung einer ausreichenden Kühlung im Kern von Druck-Leichtwasserreaktoren
- GB/T 13566.1-2008 Düngemittel. Bestimmung der Schüttdichte. Teil 1: Schüttdichte
- GB/T 12789.3-1992 Kriterien für die Instrumentierung von Kernreaktoren Teil drei. Gasgekühlter Hochtemperaturreaktor (HTGR)
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