27.120.20 核电站、安全 标准查询与下载

GB/T 13626-2021 单一故障准则应用于核电厂安全系统

本文件规定了单一故障准则应用于核电厂安全系统的电源、仪表和控制部分的一般原则和要求。 本文件阐明单一故障准则,指导安全系统如何应用单一故障准则并提出了一个可接受的单一故障分析方法,适用于核电厂安全系统。

Application of the single-failure criterion for nuclear power plant safety systems

GB/T 13627-2021 核电厂事故监测仪表准则

本文件规定了核电厂对预计运行事件、设计基准事故和严重事故的监测变量的选择以及对事故监测仪表的设计、性能、鉴定和显示准则,同时为便携式仪表的使用提供指导。 本文件适用于新建核电厂的设计以及在役核电厂的设计改造。 本文件适用于进行下列操作期间所使用的事故监测仪表的功能和设计: ———按要求为事故缓解进行的计划操作; ———评估电厂工况和安全系统性能,以及为电厂响应异常事件所做的决策; ———事故达到和保持安全停堆的操作。 本文件不适用于以下情况: ———仅用于历史记录或维护目的的事故监测仪表; ———在事故工况下可能使用的其他仪表; ———不属于严重事故的其他设计扩展工况监测仪表。

Criteria for accident monitoring instrumentation for nuclear power plants

GB/T 13286-2021 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则

本文件规定了安全级电气设备和电路采用实体分隔和电气隔离的独立性准则。 本文件适用于核电厂安全级及其相关的电气设备和电路。 本文件不适用于对冗余设备和电路的确定。

Criteria for independence of class 1E equipment and circuits in nuclear power plants

GB/T 40860-2021 压水堆核电厂设计扩展工况分析要求

本文件规定了压水堆核电厂设计扩展工况安全分析的要求,包括验收准则、工况选取、分析方法等。 本文件适用于压水堆核电厂设计扩展工况的安全分析,其他堆型核电厂参照使用。 本文件不包括乏燃料水池事故工况分析相关要求。

Analysis requirements for design extension conditions of pressurized water reactor nuclear power plants

GB/T 40444-2021 核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求

本文件确立了核电厂安全重要仪表和控制(I&C)系统的总体要求,规定了总的I&C安全生命周期、系统安全生命周期、总的集成和调试、总的运行和维护。 本文件适用于新建核电厂安全重要I&C系统。对于现有核电厂安全重要I&C系统的升级或改造可参照使用,适用的要求宜在项目的开始阶段予以确定。

General requirements for instrumentation and control systems important to safety in nuclear power plants

GB/T 17569-2021 压水堆核电厂物项分级

本文件规定了压水堆核电厂物项安全分级.抗震分类.工程设计规则的选择和质量保证分级的要求和规则。 本文件适用于压水堆核电厂物项的等级划分。其他堆型核电厂可参考使用本文件。

Classification for the items of pressurized water reactor nuclear power plants

GB/T 40620-2021 核动力厂火灾危害性分析指南

本文件提供了核动力厂火灾危害性分析的指南,包括数据采集、火势发展分析和火灾效应分析、防火安全措施充分性评价、迭代分析及质量保证等。 本文件适用于新建或已运行陆上固定式热中子反应堆核动力厂核岛厂房和其他布置了核安全相关设备厂房的火灾危害性分析,其他类型核动力厂和核设施可参考使用。

Guidelines for fire hazard analyses in nuclear power plants

GB/T 22158-2021 核电厂防火设计规范

本文件规定了核电厂内部防火和防爆设计的基本要求,主要包括防火设计总要求、总平面布置的防火设计、火灾预防和限制火灾蔓延、消防疏散、火灾自动报警系统、消防供水及灭火系统、通风防火与防排烟、火灾安全分析、内部防爆设计,以及重点区域和设备的防火设计要求等。 本文件适用于国内新建陆上固定式热中子反应堆核电厂,其他类型核动力厂和核设施可参考本规范进行设计。 本文件主要针对核安全重要建(构)筑物(如:核岛厂房、重要厂用水系统泵房和廊道等)的内部防火和防爆设计,常规岛和配套设施厂房的消防设计在满足本文件第4 章、第5 章和第13 章中的要求(专门特指核安全重要建(构)筑物的要求除外)基础上,遵照国内其他相关设计标准要求。

Code for fire protection design of nuclear power plant

GB/T 7163-2021 核电厂安全系统可靠性分析要求

本文件规定了核电三安全系统可靠性分析工作的可接受的最低限度的要求。 本文件适用于进行可靠性分析的核电三安全电气仪探系统。其他系统可参考使用。 本文件涉及的方法也适用于要求可靠性分析的与安全系统有关联影响的非安全系统或系统的一部分。 本文件适用于系统和部件的设计、制造.试验和维护等各个阶段。分析进行的时机选择取决于分析的目的。 本文件也适用于其他核设施安全系统的可笔性分析。

Requirements of reliability analysis for nuclear power plant safety systems

GB/T 12788-2021 核电厂安全级电力系统准则

本文件规定了核电三: a)安全级电力系统的主要设计准则和设计措施,这些准则和措施能使安全级电力系统在适用的设计基准事件引起的工况下满足其功能要求，b)安全级电力系统的试验和监测要求; c)多机组核电广共用的安全级电力系统的准则; d)安全级电力系统的文档要求。 本文件适用于单机组和多机组核电三下列系统和设备的安全级部分:交流电力系统;一一直流电力系统;一一仪表和控制(I刀CC)用电力系统。 本文件不适用于优先电源、.机组的发电机及其母线、发电机断路需、主(即升压)变压需、辅助(即厂用)变压器.局动变压融、至核电广开关站的连接线、开关站、输电线和输电网络(见图2 和图3)。

Criteria for class 1E power systems for nuclear power plants

GB/T 16702-2019 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范

本标准规定了压水堆核电厂核岛机械设备的设计规则,包括1级设备、2级设备、3级设备、小型设备、堆内构件、设备支承件、低压或常压储负。 本标准适用于压水堆核电厂核岛机械设备的设计。

Design code for mechanical components in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants

GB/T 36041-2018 压水堆核电厂安全重要变量监测准则

Monitoring criteria for variable important to safety in nuclear power plants for pressurized water reactors

GB/T 36044-2018 核电厂安全重要电气设备鉴定规程

本标准规定了核电厂安全重要电气设备及其接口初始鉴定的任务、鉴定类别和方法、鉴定大纲要素和试验实施规程。 本标准适用于核电厂安全重要电气设备的初始鉴定，也适用于设备鉴定变更后的再次鉴定。在地震荷载下仅要求稳定性或结构完整性的设备鉴定可参考使用。

Qualification procedure of electrical equipment important to safety for nuclear power plant

GB/T 35730-2017 非能动安全系统压水堆核电厂总设计要求

General design requirements of pressurized water reactor nuclear power plants with passive safety systems

GB/T 13538-2017 核电厂安全壳电气贯穿件

Electrical penetration assemblies in containment structures for nuclear power plants

GB/T 12727-2017 核电厂安全级电气设备鉴定

Qualification of safety class electrical equipment for nuclear power plants

GB/T 13630-2015 核电厂控制室设计

本标准规定了核电厂主控制室设计原则、主控制室功能设计方法及功能设计和人员配备的要求等，还规定了验证与确认控制室功能设计的程序。 本标准适用于核电厂主控制室的设计。 本标准不适用于专用的或无人值守的控制点，如：主控制室外的停堆操作点、放射性废物处理设施、应急响应设施等，也不适用于详细的设备设计。

Design of control room of nuclear power plants

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

本标准规定了核电厂反应堆堆芯和主冷却剂回路内的温度测量装置的特性、设计、制造以及测试方法。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆堆芯和主冷却剂回路中使用的温度计，包括热电偶和电阻温度计(RTD)。其他堆型核电厂可参考本标准执行。

Characteristics and test methods for in-core and primary coolant circuit temperature sensors in nuclear power plants

GB/T 13631-2015 核电厂辅助控制点设计准则

本标准规定了核电厂辅助控制点的设计要求，包括辅助控制点的功能选择、人机接口的设计和组织以及对其功能设计进行系统性验证和确认过程的要求。 本标准适用于新建核电厂的辅助控制点设计。如果将其用于在役电厂设计改进，应特别注意保证设计基准的一致性。 辅助控制点设备的详细设计不属于本标准的范围。

Design criteria for supplementary control point of nuclear power plants

GB/T 12726.2-2013 核电厂安全重要仪表 事故及事故后辐射监测 第2部分:气态排出流及通风中放射性离线连续监测设备

GB/T 12726的本部分规定了核电厂事故及事故后气态排出流及通风中放射性离线连续监测设备的一般设计原则和性能要求。GB/T 12726.1-2013规定了设备的技术特性、试验方法、辐射特性、电气特性、机械特性和环境特性。除非另有说明,这些要求均适用于本部分。本部分适用于:--惰性气体活度监测仪,该设备用于测量事故和事故后条件下排放点处的气态排出流中放射性惰性气体的体积活度,以及体积活度随时间的变化。该监测仪还可以用于确定给定时期内惰性气体放射性的总排放量。--惰性气体、气溶胶和特定核素监测仪(特定核素通常指不同形态的碘:包括无机碘、有机碘和气溶胶形态碘),该设备用于测量空气或气体通风系统(控制室通风、反应堆泄漏收集、反应堆堆坑通风排气、燃料处理厂房的通风排气、反应堆厂房通风净化排气)中的放射性体积活度,并探测在事故和事故后期间放射性活度的任何明显增加。本部分只适用于离线连续监测设备,即适用于那些从总气态排出流或通风管道气流中取出部分代表性样品送到远距离位置(通过取样装置)再用探测器对其测量的设备。本部分不适用于那些探测器直接安装在气态排出流或通风管道气流中,或者安装在排出流或通风气流装置旁的监测仪,这类监测仪属于GB/T 12726.4的适用范围。完整的排出流监测程序中必要的取样实验室分析不在本部分适用范围内。

Nuclear power plants.Instrumentation important to safety.Radiation monitoring for accident and post-accident conditions.Part 2:Equipment for continuous off-line monitoring of radioactivity in gaseous effluents and ventilation air