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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 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 16702.4-2025 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 16702.2-2025 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 16702.1-2025 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 16702.7-2025 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 16702.3-2025 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/CNSCPA 004-2024 The probability of internal events in advanced non-light water reactor nuclear power plants for safety evaluation
适用范围:主要技术内容:为支持先进非轻水反应堆核电厂的设计、许可、建造、运行和维修相关的风险指引决策的概率安全评价(PSA)的要求,制定本标准。本标准为指导性参考方法,适用于多种反应堆,如模块化高温气冷堆(MHTGR)、液态金属冷却快堆(LMR)、熔盐堆(MSR)、基于非轻水堆技术的微堆和小型模块化堆,以及其他先进的非轻水堆
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【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: 2024-11-05 | 实施时间: 2024-11-05
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现行
译:T/CERS 0037-2024 VVER Nuclear Power Plant Risk-oriented One-loop Pipe In-service Inspection Technical Requirements
适用范围:主要技术内容:综合概率安全评价(PSA)的风险见解与传统工程分析,对VVER机组一回路管道应用风险指引型在役检查优化,可在确保安全的前提下,对检查对象实施分级管理,提升在役检查针对性,优化在役检查工作量和成本,减少在役检查人员的放射性照射。本文件的目的是规范风险指引型一回路管道在役检查论证过程,确定各技术要素,并对技术要素的主要目标、内容提供技术要求
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【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: 2024-09-26 | 实施时间: 2024-09-26
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现行
译:T/CERS 0035-2024 VVER risk-oriented safety system online maintenance technical requirements
适用范围:主要技术内容:VVER核电厂安全系统采用四个系列冗余设计,安全性较高。设计上,VVER核电厂具备安全系统一个系列在机组功率运行期间开展维修的特点,但受限于核电厂技术规格书(TS)较为严格的要求,使得核电厂安全系统的维修工作需安排在停堆期间进行,未能充分利用四列冗余设计的先进性。根据VVER核电厂的设计特征,可采用风险指引型方法对技术规格书条款进行调整后,将VVER核电厂停堆期间安全系统的维修活动调整到功率运行期间实施,提高VVER核电厂运行的灵活性、降低大修工作的压力,提高安全系统维修质量和设备可靠性
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【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: 2024-09-26 | 实施时间: 2024-09-26
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现行
译:T/CERS 0036-2024 VVER nuclear power plant power-rating condition internal fire probability safety analysis (FPSA) technical requirements
适用范围:主要技术内容:本标准的目的是为了规范VVER核电厂功率工况火灾PSA实施流程,明确各技术要素,并对技术要素的主要目标、内容、相互关系等提供技术要求,保障火灾PSA开发规范化,保证实施质量。通过实施VVER核电厂功率工况火灾PSA,可以识别出该类型核电厂火灾风险重要设备、重要电缆、不利的设备布置、防火布置、火灾后事故缓解等方面的重要信息,通过针对性的保护或改造,提升机组防御内部火灾的能力
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【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: 2024-09-26 | 实施时间: 2024-09-26
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现行
译:NB/T 20725-2024 Probabilistic fracture mechanics evaluation method for nuclear power plant pressure equipment
适用范围:适用于核动力厂反应堆压力容器和核承压管道的概率断裂力学评价,其他核承压设备的断裂失效概率分析也可参照使用
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F69核反应堆与核电厂核岛设备
发布单位或类别:(CN-NB)行业标准-能源 | 发布时间: 2024-09-24 | 实施时间: 2025-03-24
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现行
译:NB/T 20723-2024 Nuclear power plant maintenance support operation guidelines
适用范围:适用于核电厂维修支持作业,其他同类核设施可参照执行。
【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-NB)行业标准-能源 | 发布时间: 2024-09-24 | 实施时间: 2025-03-24
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现行
译:NB/T 20726-2024 Nuclear power plant loose component and vibration monitoring system commissioning technical guidelines
适用范围:适用于压水堆核电厂,所包含的内容属于通用性要求。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F65核电厂核岛
发布单位或类别:(CN-NB)行业标准-能源 | 发布时间: 2024-09-24 | 实施时间: 2025-03-24
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现行
译:NB/T 20303-2024 NB/T 20303-2024 Design specifications for prestressed concrete containment of pressurized water reactor nuclear power plant
适用范围:本文件适用于压水堆核电厂带钢衬里的承压后张法预应力混凝土安全壳结构设计。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F65核电厂核岛
发布单位或类别:(CN-NB)行业标准-能源 | 发布时间: 2024-09-24 | 实施时间: 2025-03-24
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现行
译:NB/T 20727-2024 Guidelines for Commissioning of Emergency Accommodation System in the Main Control Room of a Nuclear Power Plant
适用范围:适用于压水堆核电厂主控室应急可居留系统调试。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F65核电厂核岛
发布单位或类别:(CN-NB)行业标准-能源 | 发布时间: 2024-09-24 | 实施时间: 2025-03-24
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现行
译:NB/T 20724-2024 Nuclear power plant equipment availability grading criteria
适用范围:本文件适用于核电厂设备的可用率分级。与零部件、材料相关活动的管理可参考使用。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F65核电厂核岛
发布单位或类别:(CN-NB)行业标准-能源 | 发布时间: 2024-09-24 | 实施时间: 2025-03-24
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现行
译:NB/T 20332-2024 The construction specifications for the prestressed concrete containment of a pressurized water reactor nuclear power plant
适用范围:本文件适用于以钢绞线构成的预应力钢束作为预应力筋的带钢衬里的压水堆核电厂预应力混凝土安全壳的建造。
【国际标准分类号(ICS)】 :27.120.20核电站、安全
【中国标准分类号(CCS)】 :F65核电厂核岛
发布单位或类别:(CN-NB)行业标准-能源 | 发布时间: 2024-09-24 | 实施时间: 2025-03-24