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现行
译:GB/T 12789.3-2025 Criteria for nuclear reactor instrumentation—Part 3:High temperature gas-cooled reactor
适用范围:本文件规定了高温气冷反应堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的通用要求,包括总体要求、中子注量率测量、温度测量、冷却剂测量、保护系统、仪表动力源、控制设施及报警系统等相关要求。
本文件适用于间接循环的高温气冷反应堆仪表和控制的设计和实施。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-04-25 | 实施时间: 2025-11-01
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现行
译:GB/T 11842-2025 Determination of oxygen to uranium atomic ratio in uranium dioxide powder and pellets—Thermogravimetric method
适用范围:本文件规定了热重法测定二氧化铀粉末和芯块的氧铀原子比方法原理、仪器设备、样品、试验步骤、试验数据处理和精密度等内容。
本文件适用于二氧化铀粉末和芯块的氧铀原子比的测定,二氧化铀粉末和芯块中铀含量的测定参照使用。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.30裂变物质
【中国标准分类号(CCS)】 :F46核材料、核燃料及其分析试验方法
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-04-25 | 实施时间: 2025-08-01
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现行
译:GB/T 13284-2025 Design criteria of safety systems in nuclear power plants
适用范围:本文件规定了核电厂安全系统动力源、仪表和控制部分最低限度的功能和设计要求。
本文件适用于为防止或减轻设计基准事件后果、保护公众健康和安全所需要的那些系统的设计。对于保护整个核电厂安全所需的所有与安全有关的系统、构筑物和设备的设计参照使用。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F83反应堆、核电厂安全配电设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-04-25 | 实施时间: 2025-11-01
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现行
译:GB/T 45523.2-2025 Remote handling devices for radioactive materials—Part 2:Mechanical master-slave manipulator
适用范围:本文件规定了机械式主从机械手的结构和功能、技术要求和检验要求。
本文件适用于在电离辐射环境中使用的远程操作机械式主从机械手的设计、制造和应用。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120核能工程
【中国标准分类号(CCS)】 :F49核材料、核燃料生产、处理设备和设施
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-04-25 | 实施时间: 2025-04-25
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现行
译:GB/T 45523.3-2025 Remote handling devices for radioactive materials—Part 3:Electrical master-slave manipulators
适用范围:本文件规定了电随动主从机械手的结构和功能、技术要求和检验。
本文件适用于在电离辐射环境中使用的远程操作电随动主从机械手的设计、制造和应用。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120核能工程
【中国标准分类号(CCS)】 :F49核材料、核燃料生产、处理设备和设施
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-04-25 | 实施时间: 2025-04-25
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现行
译:GB/T 12789.1-2025 Criteria for nuclear reactor instrumentation—Part 1:General principles
适用范围:本文件规定了压水堆、高温气冷堆、液态金属冷却快堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的通用要求,包括总体要求、对中子注量率测量、温度测量、冷却剂测量、保护系统、仪表动力源、控制设施、报警装置等的要求。
本文件适用于与反应堆安全和控制有直接关系的仪表的设计和实施,其他堆型参考使用。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.10反应堆工程
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-04-25 | 实施时间: 2025-11-01
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现行
译:T/CITS 356-2025
适用范围:范围:本文件规定了核聚变实验装置用弥散强化铜合金板材的代号和尺寸、一般要求、试验方法、检验规则、标志、包装、运输和贮存及订货单(或合同)内容。
本文件适用于核聚变实验装置偏滤器、包层和限制器等内部部件的热沉材料选用,尤其是针对高强度、高导热性弥散强化铜合金板材(以下简称“板材”)的设计、生产、检验和使用;
主要技术内容:本文件规定了核聚变实验装置用弥散强化铜合金板材的代号和尺寸、一般要求、试验方法、检验规则、标志、包装、运输和贮存及订货单(或合同)内容。本文件适用于核聚变实验装置偏滤器、包层和限制器等内部部件的热沉材料选用,尤其是针对高强度、高导热性弥散强化铜合金板材(以下简称“板材”)的设计、生产、检验和使用
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.99有关核能的其他标准
【中国标准分类号(CCS)】 :暂无
发布单位或类别:(CN-TUANTI)团体标准 | 发布时间: 2025-04-18 | 实施时间: 2025-04-18
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现行
译:T/GDAQ 00025-2025
适用范围:主要技术内容:本文件规定了核能企业在物项和服务采购过程中的造假类型、防造假职责、造假风险的识别、防造假管控措施、造假行为的处置、造假事件的通报及反馈、防造假激励和奖励、防造假培训、防造假专项监督检查。本文件适用于核能企业防供应商造假行为的管理,其他企业参照使用
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.01核能综合
【中国标准分类号(CCS)】 :暂无
发布单位或类别:(CN-TUANTI)团体标准 | 发布时间: 2025-04-18 | 实施时间: 2025-05-18
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现行
译:DB51/T 3265-2025
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.99有关核能的其他标准
【中国标准分类号(CCS)】 :F75放射性三废处理
发布单位或类别:(CN-DB51)四川省地方标准 | 发布时间: 2025-03-19 | 实施时间: 2025-04-19
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现行
译:GB/T 16702.5-2025 Design specification for mechanical components in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants—Part 5:Small components
适用范围:本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中小型设备的材料、设计、制造、检验等要求,描述了相关试验。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025中规定的小型设备的设计。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-02-28 | 实施时间: 2025-02-28
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现行
译:GB/T 16702.6-2025 Design specification for mechanical components in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants—Part 6:Reactor vessel internals
适用范围:本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中堆内构件的材料、设计、制造及检验等要求。
本文件适用于堆内构件及其零部件的设计。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-02-28 | 实施时间: 2025-02-28
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现行
译:GB/T 16702.8-2025 Design specification for mechanical components in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants—Part 8:Low pressure or atmospheric storage tanks
适用范围:本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中低压或常压储罐的材料、设计、制造、检验等要求,描述了相关的试验。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025中第5章所规定的低压或常压储罐及其零部件的设计。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-02-28 | 实施时间: 2025-02-28
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现行
译:GB/T 16702.2-2025 Design specification for mechanical components in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants—Part 2:Class 1 components
适用范围:本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中1级承压设备的材料、设计、制造、检验及超压保护等要求,描述了相应的试验。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025中第5章规定的1级承压设备及其零部件的设计。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-02-28 | 实施时间: 2025-02-28
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现行
译:GB/T 16702.4-2025 Design specification for mechanical components in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants—Part 4:Class 3 components
适用范围:本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中3级设备的材料、设计、制造、检验、试验及超压保护的要求。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025规定的压水堆核电厂3级承压设备及其零部件。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-02-28 | 实施时间: 2025-02-28
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现行
译:GB/T 16702.7-2025 Design specification for mechanical components in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants—Part 7:Supports
适用范围:本文件规定了压水堆核电厂核岛机械中设备支承的材料、设计、制造、检验和标准支承件等要求。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025中规定的设备支承及其零部件。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-02-28 | 实施时间: 2025-02-28
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现行
译:GB/T 16702.1-2025 Design specification for mechanical components in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants—Part 1:General principle
适用范围:本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备设计总体要求。
本文件适用于压水堆核电厂核岛机械设备(承压设备及其支承、堆内构件)的设计。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-02-28 | 实施时间: 2025-02-28
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现行
译:GB/T 16702.3-2025 Design specification for mechanical components in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants—Part 3:Class 2 components
适用范围:本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中2级承压设备的材料、设计、制造、检验及超压保护等要求,描述了相应的试验。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025中第5章所规定的2级承压设备及其零部件的设计。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-02-28 | 实施时间: 2025-02-28
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现行
译:T/SCTX G013-2024 High-temperature pressure-bearing heat exchanger helium shield leak detection method
适用范围:范围:本文件规定了换热器处于高温承压状况下氦护罩技术泄漏检测方法。
本文件适用于在制和在用换热器的泄漏检测,可以用来确定泄漏部位和测量泄漏率;
主要技术内容:随着国民经济的高速发展,大型承压设备特别是换热器的泄漏检测精度要求越来越高,目前已经有企业提出了高温下的真空氦罩检测要求。然而,NB/T47013.8-2012《承压设备无损检测第8部分:泄漏检测》、GB/T36176-2018《真空技术氦质谱真空检漏方法》、GB/T32218-2015《真空技术真空系统漏率测试方法》、GB/T15823-2009《无损检测氦泄漏检测方法》未考虑高温工况对被检测件(结构和材料)和检测仪器的影响,不适用于被检测件是高温的工况。因此,参考GB/T41822-2022《核聚变堆高温承压部件的热氦检漏方法》,特针对NB/T47013.8-2012《承压设备无损检测第8部分:泄漏检测》附录F,氦质谱泄漏检测-护罩技术,编制本方法作为对其的补充规定,供协会内单位承压设备泄漏检测使用
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.01核能综合
【中国标准分类号(CCS)】 :暂无
发布单位或类别:(CN-TUANTI)团体标准 | 发布时间: 2024-12-10 | 实施时间: 2025-01-01
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现行
译:T/ANS 010-2024 Situational measurement method for metal thermal strain based on laser speckle digital image correlation method in extreme environments
适用范围:主要技术内容:本文件规定了极端环境下激光散斑数字图像相关法的金属热应变原位测量的方法原理、测量系统、测量准备、测量程序、应变计算和结果分析、测试报告。本文件适用于高温、高压、强辐照环境中金属材料热应变的非接触、原位测量,其他环境条件下的金属材料热应变的非接触、原位测量也可参照执行
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.99有关核能的其他标准
【中国标准分类号(CCS)】 :暂无
发布单位或类别:(CN-TUANTI)团体标准 | 发布时间: 2024-12-03 | 实施时间: 2024-12-03
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现行
译:T/ANS 009-2024 The wet method for preparing and testing the performance of a solid neutron-tritium composite proliferator for use in a fusion reactor's cladding layer
适用范围:主要技术内容:本文件规定了聚变堆包层固态中子-氚复合增殖剂的湿法制备与性能测试方法的方法原理、中子-氚复合增殖剂陶瓷粉体的制备、中子-氚复合增殖剂小球的制备、性能分析与测试、氚增殖率模拟计算和测试报告。本文件适用于聚变堆固态包层中子-氚复合增殖剂Li2MxN1-xO3(M=Be/Pb,N=Ti/Si)的陶瓷粉体制备、湿法制球、物理性能测量和氚增殖率模拟计算,与固态包层相关的其他增殖剂的制备与性能测试可参照执行
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.99有关核能的其他标准
【中国标准分类号(CCS)】 :暂无
发布单位或类别:(CN-TUANTI)团体标准 | 发布时间: 2024-12-03 | 实施时间: 2024-12-03