F69 核反应堆与核电厂核岛设备 标准查询与下载

GB/T 4083-2005 核反应堆保护系统安全准则

本标准规定了核反应堆保护系统应满足的基本安全要求。 本标准适用于各种类型的核反应堆保护系统。

General safety principles of nuclear reactor protection system

GB/T 17569-1998 压水堆核电厂物项分级

本标准规定了核电厂物项安全等级的划分要求，提出了相应的抗震分类和质量保证分级，并推荐了物项设计建造采用的规范、标准以及应赋予的规范等级。 本标准适用于压水堆核电厂构筑物、系统和部件的等级划分，可为核电厂设计者对核电厂物项进行分级提供指导。

Classification for the items of pressurized water reactor nuclear power plants

GB/T 16702-1996 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范

本规范规定了压水堆核电厂核岛机械设备设计规则，适用于压水堆核电厂核岛机械设计。 本规范包括九篇： A篇为总论，A篇规定了使用本规范的总则； B篇为1级设备； C篇为2级设备； D篇为3级设备； E篇为小型设备； G篇为堆内构件； H篇为设备支承件； J篇为低压或常城市储罐； Z篇为技术附录。 前八篇的编排是一致的，均包括五章。首先规定本篇的适用范围；第二规定设备制造用的制品和零件；第三规定设备设计规则；第四规定制造和检验规则，最后规定设备制造完工后的试验、支承件标准及小型设备的鉴定试验。 B、C、D篇分别用于1、2、3级设备中的各种容器（各种容器、各种换热器）、泵、阀门和管道；E篇适用于小型设备或部件；G篇适用于堆内构件；H篇适用于设备的各种等级的支承件；J篇适用于低压或常压的各类储罐。 本规范的附录Z篇汇集了一些技术附录，包括标准的附录和提示的附录。标准的附录以罗马数字编号，属于强制性规定；提示的附录除附录ZI以罗马字编号外，其他均以大写的英文字母顺序编号，属于非强制性规定；在各篇中将提到应采用的附录。 规定强制性附录的目的，是为了使各篇技术规则的叙述更加明确和简炼；规定非强制性附录的目的，是为了介绍一些公认的适用于各篇通用规定的方法和细则，以满足各篇一般性规定。 从事设计活动的单位可以使用非强制性附录以外的其他方法或做法，但必须预先证明可以达到规范。

Design rules for mechanical components of PWR nuclear islands

GB/T 15443-1995 压水堆压力容器选材原则与基本要求

本标准规定了核电厂和核动力装置的压水反应堆压力容器（以下简称容器）选材原则和材料的基本要求。 本标准适用于核电厂和核动力装置的压水反应堆压力容器选材、编制材料技术条件和材料生产的基本要求。其他水冷反应堆压力容器亦可参照使用。

Pressurized water reactor pressure vessel--The principle of selecting materials and the basic requirements of the materials

NF M64-002*NF EN ISO 18229:2021 第四代核反应堆机械部件和金属结构的基本技术要求

Essential technical requirements for mechanical components and metallic structures foreseen for Generation IV nuclear reactors

BS EN IEC 61226:2021 核电站. 重要安全性仪器仪表、控制和电力系统. 系统分类和功能分级(4.0版)

Nuclear power plants. Instrumentation, control and electrical power systems important to safety. Categorization of functions and classification of systems

IEC 60987:2021 核电站. 仪表和控制的重要安全性. 硬件要求

I&C systems important to safety may be implemented using conventional hardwired equipment, programmable digital equipment or by using a combination of both types of equipment. This document provides requirements and recommendations for the hardware aspects of I&C systems whatever

Nuclear power plants - Instrumentation and control important to safety - Hardware requirements

NB/T 20512.4-2018 核电厂运行许可证延续 第4部分：构筑物和构筑物构件老化管理审查

Renewal of Nuclear Power Plant Operating License Part 4: Review of Aging Management of Structures and Structure Components

NB/T 20512.1-2018 核电厂运行许可证延续 第1部分：老化管理审查对象筛选和时限老化分析识别

Nuclear power plant operating license extension Part 1: Aging management review object screening and time-limited aging analysis and identification

NB/T 20518-2018 核电厂钢制安全壳老化管理指南

Guidelines for Aging Management of Steel Containment Vessels in Nuclear Power Plants

NB/T 20532-2018 核电厂消防系统调试技术导则

Technical Guidelines for Debugging Fire Protection Systems of Nuclear Power Plants

NB/T 20525-2018 堆焊层重叠区域的低合金钢焊接热影响区评价试验要求

Test requirements for evaluation of heat-affected zone of low alloy steel welding in the overlapping area of surfacing layer

NB/T 20528-2018 压水堆核电厂压力管道破前漏声发射监测

Acoustic emission monitoring of leakage before pressure pipe break in pressurized water reactor nuclear power plant

NB/T 20517-2018 核电厂培训领域业绩目标和评估准则

Nuclear power plant training area performance objectives and evaluation criteria

NB/T 20512.2-2018 核电厂运行许可证延续 第2部分：机械设备老化管理审查

Nuclear power plant operating license renewal part 2: mechanical equipment aging management review

NB/T 20521-2018 核电厂老化与寿命管理设备筛选和分级指南

Guidelines for Screening and Classification of Aging and Life Management Equipment in Nuclear Power Plants

NB/T 20009.36-2018 压水堆核电厂用焊接材料 第36部分：钢制安全壳用气体保护焊焊丝

Welding consumables for pressurized water reactor nuclear power plants Part 36: Gas shielded welding wire for steel containment vessels

NB/T 20519-2018 核电厂设备老化机理分析技术要求

Technical requirements for analysis of aging mechanism of nuclear power plant equipment

NB/T 20514-2018 核级板式热交换器设计制造规范

Design and manufacturing specifications for nuclear grade plate heat exchangers

NB/T 20520-2018 核电厂用金属软管通用技术条件

General technical conditions for metal hoses used in nuclear power plants