27.120.10 反应堆工程 标准查询与下载

GB/T 43062-2023 核能 反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数（dpa）的确定

Determination of neutron fluence and atomic dislocation number (dpa) of nuclear energy reactor pressure vessels and internal components

GB/T 11807-2021 核电厂安全重要松脱部件声学监测系统的特性、设计和运行规程

本文件规定了核电厂反应堆冷却剂系统松脱部件的声学监测系统的特性、设计要求和运行规程。 本文件适用于反应堆冷却剂系统松脱部件监测系统的设计和运行。

Characteristics，design and operational procedures for acoustic monitoring systems of loose parts detection important to safety in nuclear power plants

GB/T 13976-2021 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项

本文件规定了压水堆核电厂运行状态下流出物排放源项分析的通用原则,以及氚、C、裂变产物和腐蚀活化产物的排放源项分析准则。 本文件适用于评价压水堆核电厂放射性核素通过液态和气态流出物向环境的年排放量。

Radioactive source term of pressurized water reactor nuclear power plant for operation states

GB/T 13625-2018 核电厂安全级电气设备抗震鉴定

本标准规定了为验证安全级电气设备在发生地震期间和(或)地震后能执行其安全功能而进行的抗震鉴定的实施方法及其文件要求。 本标准适用于核电厂安全级电气设备的抗震鉴定，包括其故障会对安全系统的性能产生有害影响的任何接口部件或设备。

Seismic qualification of safety class electrical equipment for nuclear power plants

GB/T 28536-2012 核电厂机械设备老化管理大纲编制导则

本标准规定了核电厂机械设备老化管理大纲内容的基本要求”本标准适用于核电厂运行期间〔包括运行期延长期间〉机械设备老化管理大纲的编制和修订。

Guidelines for formulating the ageing management programme of machanical equipment in nuclear power plants

GB/T 17567-2009 核设施的钢铁、铝、镍和铜再循环、再利用的清洁解控水平

本标准规定了核设施运行和退役中产生的钢铁、铝、镍和铜材料，设备和工具再循环再利用的清洁解控水平。 本标准适用于核设施运行和退役中产生的钢铁、铝、镍和铜材料，设备和工具的再循环再利用。

Clearance levels for recycle and reuse of steel,aluminum,nickel and copper from nuclear facilities

GB/T 11807-2008 探查松脱零件的声学监测系统的特性、设计和运行程序

本标准规定了轻水反应堆声学监测系统的特征、设计要求和运行程序。 本标准适用于反应堆冷却剂系统松脱零件监测系统的设计和运行。声学监测系统用于监测通过结构传播、在反应堆冷却剂包容壳体外侧可测到的声音，其目的是探查异常事件，特别是由松脱零件引起的金属对金属的撞击事件，并用于确定这些事件发生的位置。所监测之声音仅限于可听频率范围，大约从30Hz到20kHz。 本标准基于：使用压电式加速度传感器，探测由结构传播的声音。本标准不排除使用其他可代用的传感器。

Acoustic monitoring systems for loose parts detection.Characteristics,design and operational procedures

GB/T 13976-2008 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项

本标准规定了压水堆核电厂运行状态下一次冷却剂、蒸汽发生器炉水和蒸汽内放射性核素比活度的确定方法及液态流出物和气态流出物源项的确定方法。 本标准计算的源项适用于评价通过液态和气态流出物释放到环境中去的放射性核素的年平均排放量。 本标准采用的数据是基于使用锆包壳二氧化铀染料的压水堆核电厂。 本标准仅适用于采用U型管式蒸汽发生器的压水堆核电厂。

Radioactive source term of PWR nuclear power plant for operational states

GB/T 9224-1998 直流周期计

本标准规定了核反应堆用直流周期计的技术要求、测试方法、检验规则，以及标志、包装、运输和储存的要求。 本标准适用于核反应堆测量系统用直流周期计。

D.C.Periodmeters

GB/T 5962-1995 NIM标准仪器系统

本标准规定了包括NIM标准仪器插件、机箱、电源在内的NIM标准仪器系统的技术规范和基本安全要求，并给出了对ECL（发射极耦合逻辑电路）前面板的相互连接和NIM/488数字总线的要求等。 本标准适用于包括NIM标准仪器插件、机箱、电源、ECL在前面板的互连和NIM/488数字总线在内的NIM标准仪器系统的设计和制造。

NIM standard instrumentation system

GB/T 9230-1995 直读式验电器型辐射剂量仪 充电器

Direct-reading electroscope-typeradiation dosimetric meters Part 2: Chargers

GB/T 12789.4-1994 核反应堆仪表准则 第4部分:液态金属冷却快堆

本标准作为GB12789.1-91《核反应堆仪表准则第一部分：一般原则》的补充，规定了快堆仪表及其应用的一般原则。 本标准适用于一次冷却剂是钠或钠，钾合金的液态金属冷却快堆及其他在堆上用这些液态金属作冷却剂的回路系统。 本标准不适用于不用液态金属做冷却剂的三回路系统。

Criteria for nuclear reactor instrumentation. Part four: Liquid-metal cooled fast reactors

GB/T 14959-1994 个人中子剂量计的性能要求与刻度(中子能量小于20MeV)

本标准规定了个人中子剂量计的性能要求与刻度方法。 本标准适用于测量中子能量为20MeV以下的个人中子剂量计。 本标准不适用于临界事故测定的个人中子剂量计和肢端中子剂量计。

Requirements of characteristics and calibration for personnel neutron dosimeters(neutron energies less than 20MeV)

GB 14588-1993 反应堆退役环境管理技术规定

本标准规定了反应堆退役的环境管理原则、程序及要求。 本标准适用于生产堆及研究试验堆。

Technical regulations for environmental management of reactor decommissioning

GB/T 12789.3-1992 核反应堆仪表准则 第3部分:高温气冷反应堆

本标准规定了高温气冷堆的仪表准则。 本标准适用于间接循环的高温气冷动力反应堆，在这类反应堆中，反应堆一次冷却剂是高压氦气，通过石墨慢化堆芯和蒸汽发生器循环，蒸汽发生器产生的蒸汽送给主汽轮发电机组或其它辅助设备。这类反应堆的浓缩燃料是铀的化合物，通常用石墨、陶瓷或其它耐高温的非金属材料包覆。

Criteria for nuclear reactor reactor instrumentation Part three. High temperature gas-cooled reactor(HTGR)

GB/T 13632-1992 监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求

本标准规定了在异常工况下测量和显示压水堆冷却剂参数的仪表的要求。 本标准适用于压水堆，涉及的范围如图1所示。

Measurements for monitoring adequate cooling within the core of pressurized light water reactors

GB/T 13368-1992 微型中子源反应堆核燃料棒技术条件

本标准规定了微型中子源反应堆核燃料棒（简称“微堆燃料棒”）的技术要求、材料、试验方法、检验规则及包装、贮存、运输等。 本标准适用于微堆燃料棒的制造和验收。

Specifiation of nuclear fuel rods for miniature neutron source reactor

GB/T 12790-1991 核电厂安全级电气设备和系统文件标识方法

本标准规定了核电厂安全级电气设备和系统的设计、施工、试验、运行和维修文件的统一标识准则，它包括对这些文件细部作标识的建议，并规定了安全级电气设备和系统冗余部分的文件标识准则。 本标准适用于安全级电气设备采购的质量保证大纲的编制。文件的标识还应符合GB4083和GB12788的要求。

Method for identification of documents related to safety class 1E equipment and systems for nuclear power plants

GB/T 12789.2-1991 核反应堆仪表准则 第2部分:压水堆

本标准规定了压水堆仪表及其应用的一般原则。关于核电厂（压水堆）事故监测仪表的完整要求，另有标准规定。 本标准适用于压水堆（PWR）仪表。压水堆具有以下特点： a.加压轻水冷却剂作为慢化剂，并且在反应堆压力容器内不发生明显的沸腾。驱动汽轮机的蒸汽在蒸汽发生器中产生； b.燃料和一次冷却剂被包容在一个高度完整的壳体（一回路冷却剂压力边界）内，这壳体通常又被包容在一个高度完整的安全壳结构内； c.固体陶瓷燃料封装在金属包壳内； d.燃料、慢化剂、反射层的几何形状固定； e.通过远距离驱动的机构移动堆芯控制部件，实现反应性的操作控制； f.有时应用固定安置的中子吸收材料和（或）缓慢改变溶解于慢化剂中中子吸收材料的浓度来实现辅助的反应性操作控制。

Criteria for nuclear reactor instrumentation--Part 2: Pressurized water reactors

GB/T 12789.1-1991 核反应堆仪表准则 第1部分:一般原则

本标准规定了核反应堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的一般原则。本标准给出一般反应堆仪表的设计指南和实施导则。对特定堆型的仪表在其他标准中另有规定。 本标准适用于与反应堆整体安全和有效控制有直接关系的仪表。

Criteria for nuclear reactor instrumentation--Part 1: General principes