国际标准分类(ICS)
19 试验
25 机械制造
29 电气工程
31 电子学
37 成像技术
45 铁路工程
61 服装工业
65 农业
67 食品技术
71 化工技术
77 冶金
79 木材技术
85 造纸技术
93 土木工程
95 军事工程
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现行
译:GB/Z 109-2025 Guidance for nuclear power plant electrical power systems analysis适用范围:本文件提供了核电厂交流和直流电气系统的分析指南。电气系统分析用于证明电源及配电系统能够支持核电厂的安全运行和停堆,支持核电厂在发生预计运行事件或事故后,能够进入可控状态并最终达到安全状态。 本文件适用于: ——验证新建核电厂的设计; ——论证在运核电厂电气系统重大改造的充分性及影响; ——评估和确定在运核电厂的运行限值和约束条件。 本文件的有关条款也适用于退役阶段核电厂。 本文件不适用于: ——电气系统中使用的数字式控制器(如用于整流器、逆变器、定序器和电气保护装置等控制器件); ——可能影响设备选型或保护要求的环境条件(如温度、湿度等)及外部事件(如地震、洪水、火灾、高能电磁脉冲等),但包含雷电和地磁爆外部事件; ——对独立电力系统的附加或特殊内容,例如作为核电厂安保措施的供电电源; ——通过采用统计学或多样性及冗余性方案来提高核电厂电气系统可靠性的内容; ——电气系统安装、维修和运行过程中人身安全保护措施,以及常规人身安全内容。 分析中使用的方法或工具包括: ——经过验证和确认的仿真工具(软件和硬件); ——人工计算; ——试验。【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: 2025-12-03 | 实施时间: -收藏 -
现行
译:GB/T 46375-2025 Operational nuclear power plant core metadata适用范围:本文件规定了核电厂在运行期间的核心元数据的编码规则、模型、属性、描述方法等通用要求。 本文件适用于运行核电厂对核心生产活动的数据管理、数据利用、数据交换等工作,为核电厂数字化转型建立数据基础。【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: 2025-10-31 | 实施时间: 2025-10-31收藏 -
现行
译:GB/T 46129-2025 General requirements of intelligent operation and maintenance system for nuclear power plants适用范围:本文件确立了核电厂智能运维系统的架构,规定了核电厂智能运维系统的功能要求、技术要求、调试与运行要求、评价与验证要求。 本文件适用于核电厂智能运维系统的设计、开发、调试与运行,其他核设施的智能运维系统参照执行。【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-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-08-29 | 实施时间: 2025-08-29收藏 -
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译:GB/T 12789.2-2025 Criteria for nuclear reactor instrumentation—Part 2:Pressurized water reactors适用范围:本文件规定了压水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。 本文件适用于压水堆堆型中与反应堆安全和控制有直接关系的仪表的设计和实施。【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收藏 -
现行
译:GB/T 45569-2025 Design criteria for the thermal insulation of reactor coolant system main equipments and piping of PWR nuclear power plants适用范围:本文件规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统(RCS)设备和管道保温层设计的基本要求。 本文件适用于压水堆核电厂RCS设备和管道的金属保温层和非金属保温层,其他堆型参考执行。【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-GB)国家标准 | 发布时间: 2025-04-25 | 实施时间: 2025-04-25收藏 -
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收藏 -
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收藏 -
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收藏 -
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收藏 -
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收藏 -
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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收藏 -
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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收藏 -
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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收藏 -
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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收藏 -
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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收藏 -
现行
译:GB/T 43347-2023 Environmental parameter monitoring of electrical,instrumentation and control equipment important to safety for nuclear power plants适用范围:本文件确立了核电厂运行期间安全重要电气、仪表及控制设备(以下简称“电气和仪控设备”)环境参数监测的原则并规定了流程、技术要求、监测数据和文本保存、质量保证等要求。 本文件适用于核电厂运行期间安全重要电气、仪表及控制设备的环境监测(不包括设计基准事故的环境监测),指导核电厂获取显著影响电气和仪控设备老化过程的重要环境参数,为设计环境参数验证、设备鉴定寿命延长、设备失效原因分析、核电厂运行许可证延续老化评估等提供数据支持。 其他设备的环境监测参照本文件执行。【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-GB)国家标准 | 发布时间: 2023-11-27 | 实施时间: 2024-03-01收藏 -
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译:GB/T 42143-2022 Specification for design and construction of steel containment vessel of pressurized water reactor nuclear power plant适用范围:本文件规定了压水堆核电厂钢制安全壳的材料、设计、制造和安装、检测、试验和超压保护。 本文件适用于压水堆核电厂钢制安全壳的设计建造,其他堆型核电厂同类安全壳可参照执行。【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-GB)国家标准 | 发布时间: 2022-12-30 | 实施时间: 2023-07-01收藏 -
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译:GB/T 41718-2022 Guideline for critical component condition monitoring management in nuclear power plant适用范围:本文件规定了核电厂关键设备状态监测的通用技术和管理要求。 本文件适用于核电厂关键设备状态监测系统的设计、运行和维护。【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: 2022-10-12 | 实施时间: 2023-05-01收藏 -
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译:GB/T 41823-2022 Quality management specification of welding materials for items important to safety in nuclear power plants适用范围:本文件规定了核电厂安全重要物项用焊接材料的选用、评定、采购、制造、验收和使用等过程的质量管理要求。 本文件适用于核电厂机械类安全重要物项用焊接材料的质量管理,包括焊条、焊丝、焊带、焊剂。其他安全重要物项用焊接材料的质量管理参照执行。【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-GB)国家标准 | 发布时间: 2022-10-12 | 实施时间: 2023-05-01收藏 -
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译:GB/T 41824-2022 Quality management specification of metallic materials for items important to safety in nuclear power plants适用范围:本文件规定了核电厂安全重要物项用金属材料的设计、评定、采购、制造、验收、贮存和标识等过程的质量管理要求。 本文件适用于核电厂机械类安全重要物项用金属材料的质量管理,包括型材、板材、管材、棒材、丝材、锻件、铸件等。其他安全重要物项用金属材料的质量管理参照执行。【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-GB)国家标准 | 发布时间: 2022-10-12 | 实施时间: 2023-05-01收藏
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