核电技术标准精选(最新)
核电站建设标准
核电站建设标准核电站是一种重要的能源设施，为了确保核电站的安全运营和环境保护，各国都制定了一系列的核电站建设标准。
本文将从设计规范、材料要求、安全标准、环境保护等方面，对核电站建设的标准进行论述。
一、设计规范核电站的设计规范是核电站建设的基础，它直接关系到核电站的安全性能和经济性。
设计规范主要包括以下几个方面：1. 设计负载：核电站需要能够满足电网的负载需求，设计负载需要根据当地的电力需求和电网的规模来确定。
2. 设计寿命：核电站的设计寿命一般为30-40年，设计时需要考虑设备的寿命周期。
3. 设计热效率：设计时要考虑如何提高核电站的热效率，减少能源的损耗。
4. 设计安全性：核电站的设计必须满足严格的安全要求，包括防核泄漏、防火灾、抗地震等。
5. 设计可靠性：核电站需要保证高可靠性，设计时要考虑设备和系统的冗余和备份。
二、材料要求核电站的材料要求是保证核电站长期安全运行的基础。
材料要求主要包括以下几个方面：1. 基础材料：核电站的地基、建筑结构和设备支撑结构等都需要使用优质的混凝土、钢结构和耐热材料等。
2. 燃料元件材料：核电站的燃料元件需要使用耐高温、耐腐蚀和耐辐照的材料，以确保燃料元件的可靠性和安全性。
3. 冷却剂管道材料：核电站的冷却剂管道需要使用耐腐蚀、耐高温和耐辐照的材料，以确保冷却剂的流动和传热效果。
4. 安全壳材料：核电站的安全壳需要使用具有一定抗冲击和防辐射能力的材料，以保证核事故发生时的安全性。
三、安全标准核电站的安全标准是核电站建设的核心，它直接关系到核电站在设计、施工和运营阶段的安全性。
安全标准主要包括以下几个方面：1. 核安全标准：核电站的设计、建设、运营和拆除必须符合国际核安全标准，保证核电站在任何情况下都不会对人类和环境造成威胁。
2. 辐射防护标准：核电站必须制定严格的辐射防护标准，确保工作人员和周围环境的辐射水平低于国际标准。
3. 事故应对标准：核电站必须制定完善的事故应对方案，确保在事故发生时能够及时、有效地进行应对，最大限度地减少事故对人员和环境的影响。
核能发电安全标准
核能发电安全标准核能发电是一种重要的能源供应方式，然而，在应用核能技术的过程中，必须严格遵守一系列的安全标准和规程，以确保人员和环境的安全。
本文将探讨核能发电安全标准的相关内容。
一、核能发电基本概述核能发电是利用核反应中产生的能量来产生电力。
为了确保核能发电的安全和可持续性发展，相关国际组织和国家都制定了一系列的安全标准和规程。
二、核能发电安全标准核能发电安全标准主要包括以下几个方面。
1. 设计和建设标准核能发电厂的设计和建设是确保安全的基础，所以必须遵守一系列的标准。
这些标准包括厂址选择、建筑材料的选择、结构设计、设备选择和放置、建造过程的方法等。
这些标准确保了核能发电厂在各种自然和人为条件下的安全性。
2. 运行和维护标准核能发电厂的运行和维护过程中需要遵守一系列标准。
这些标准包括运行程序、维护计划、设备巡检、事故应急预案等。
通过严格遵守这些标准，可以及时发现和解决可能存在的安全隐患，确保核能发电厂的安全运行。
3. 辐射安全标准核能发电过程中会产生一定的辐射，必须确保辐射水平在安全范围内。
辐射安全标准包括工作人员的辐射剂量限制、辐射监测、辐射防护设施等。
这些标准能够有效减少辐射对工作人员和周围环境的潜在影响。
4. 废物处理标准核能发电过程中会产生一定的废物，必须按照相关标准进行处理和储存。
废物处理标准包括废物分类、储存容器的选择、废物运输过程中的防护措施等。
通过遵守废物处理标准，可以最大程度地减少对环境的影响。
5. 事故应急标准核能发电厂的事故应急预案是确保人员和环境安全的重要手段。
事故应急标准包括事故级别划分、应急演练、事故后果评估等内容。
通过制定和遵守事故应急标准，可以最大限度地减少事故对环境和人员的影响。
三、核能发电安全标准的重要性严格遵守核能发电安全标准对安全生产至关重要。
首先，安全标准的制定可以规范各个环节的操作，减少人为错误和事故风险。
其次，安全标准的遵守有助于提高工作人员的安全意识和安全素养，增强他们应对事故的能力和应急处置能力。
核能行业质量标准
核能行业质量标准随着社会的发展和能源需求的增长，核能作为一种清洁、高效的能源形式，逐渐得到了广泛关注和应用。
然而，核能的使用也对安全和环境保护提出了更高的要求。
为了确保核能行业的发展健康有序，国际上制定了一系列的质量标准和规程。
本文将重点探讨核能行业的质量标准，旨在提高核能行业的安全性和可持续发展水平。
一、核能设施建设和设计标准核能设施的建设和设计是核能行业的基础。
在建设过程中，需要遵循一系列的标准和规范，确保核能设施的结构安全和运行可靠。
比如，在设施的选址和设计过程中，必须考虑地质条件、地震活动等因素，制定相应的设计标准，防止设施在自然灾害中受到破坏。
此外，核能设施的设计还需要满足辐射防护、冷却系统、燃料循环等方面的要求，确保设施的正常运行。
二、安全控制和操作规程核能行业具有很高的风险性，因此必须建立严格的安全控制和操作规程。
操作人员必须接受专业培训，熟悉设备的操作程序，并定期接受考核。
此外，核能设施必须建立完善的安全控制系统，监测设备的运行状态，及时发现并处理潜在的安全隐患。
核能设施的运行中，必须按照规定的程序进行检修、维护和更新，以确保设施的正常运行和安全性。
三、辐射防护标准核能行业带来的一个重要问题就是辐射防护。
辐射对人体和环境具有一定的危害性，因此需要确立辐射防护标准，限制辐射的剂量和影响范围。
核能设施的建设和运行必须符合国际通行的辐射安全标准，保护员工和公众的身体健康。
同时，还需要建立辐射监测体系，定期对设施周围的环境进行辐射测量，确保辐射水平在合理控制范围内。
四、核废料处理和储存标准核能行业产生的核废料是一个重要的环境问题。
核废料的处理和储存必须遵循严格的标准和规定，以防止对环境和人类造成不可逆的影响。
核废料处理包括分离、处理和储存等环节，需要采用合适的工艺和设备，确保废料的有效隔离和封存。
同时，还需要建立废料管理体系，监测废料的质量和储存条件，确保废料不会泄漏或污染环境。
五、应急响应和事故处理标准尽管核能行业采取了多种预防措施，但仍然存在一定的风险，一旦发生事故，必须能够及时、有效地响应和处理。
核电站安全标准
核电站安全标准核能是一种高效、清洁的能源形式，在全球范围内得到了广泛应用。
为了确保核电站的运营和建设安全可靠，各国制定了一系列的核电站安全标准。
本文将从不同角度分析核电站安全标准的相关内容。
一、设计安全标准核电站的设计起着决定性作用，设计安全标准应包含以下几个方面。
1.设施安全：核电站设计应符合建筑和土壤工程方面的标准，以确保设施的结构稳定性和抗震性。
2.防火防爆：核电站应具备完善的防火和防爆措施，包括建筑材料的选择和火灾监测系统的建设等。
3.辐射防护：核电站应考虑到辐射对人员和环境的影响，建立辐射防护体系，保障人员和周围环境的安全。
4.安全设备：核电站应装备一系列安全设备，包括核反应堆冷却系统、紧急停堆装置、核材料存储设施等，以应对各种紧急情况。
二、运营安全标准核电站在运营过程中，需要严格遵守一系列的操作规程和安全标准。
1.人员素质：核电站的运营人员应接受严格的培训，熟悉设备操作和应急处置程序，提高应对突发事件的能力。
2.设备维护：核电站应建立完善的设备维护体系，定期检查和维修设备，确保其正常运行和安全可靠。
3.辐射监测：核电站应建立实时的辐射监测系统，对周围环境的辐射水平进行监测，及时发现和处理异常情况。
4.应急预案：核电站应制定详细的应急预案，包括应急演练、人员疏散、核材料事故处理等，以保障核电站在紧急情况下能够迅速、有效地应对。
三、环境保护标准核电站建设和运营应注重环境保护，制定相关标准和方案，减少对环境的影响。
1.废物处理：核电站应建立处理核废料的合理机制，确保废物的储存和处理安全可靠，减少对环境的污染。
2.水处理：核电站应采取措施减少对周围水源的影响，建立水处理系统，保证放入环境的废水符合相关标准。
3.大气排放：核电站在燃料燃烧过程中产生的气体排放应符合相应的排放标准，减少对大气污染的影响。
四、核事故响应准备标准为了能够快速、有效地应对核事故，各国制定了核事故响应准备标准。
这些标准主要包括以下几个方面。
第四代核电技术 参数
第四代核电技术参数1.引言1.1 概述第四代核电技术是指相对于第三代核电技术而言的一种新一代的核能发电技术。
随着社会的发展和能源需求的增加，人们对于核电技术提出了更高的要求和期望。
第四代核电技术应运而生，旨在提高核能的利用效率、安全性、环保性和经济性。
与第三代核电技术相比，第四代核电技术具有许多突出特点。
首先，它采用了更先进的反应堆设计，能够更高效地转化核能为电能。
其次，第四代核电技术拥有更高的安全性能，采用了更多的被动安全系统，使其在应对突发事件时具有更强的抗灾能力。
此外，该技术还具有极强的环保性，能够大幅减少核废物的产生，并降低对环境的影响。
最后，第四代核电技术的经济性也得到了极大的改善，其建设、运营和维护成本相对较低，且具有更长的运行寿命。
第四代核电技术的出现将为解决能源短缺和环境污染问题提供新的解决方案。
它不仅能够满足日益增长的能源需求，还能够减少传统能源产生的污染物排放，从而保护环境和人类健康。
此外，由于第四代核电技术具有更高的安全性和抗灾能力，它将在一定程度上减少人类对核能的恐惧和担忧，为核能发展打开更加广阔的前景。
综上所述，第四代核电技术作为一种新兴的核能发电技术，具有较高的发展前景。
它的出现不仅能够提高核能的利用效率和安全性，还能够减少环境污染和核废物的产生，并降低能源的开采成本。
相信随着技术的不断进步和应用的推广，第四代核电技术将在未来发展中起到越来越重要的作用。
1.2 文章结构文章结构部分内容如下：本文主要分为三个部分进行讨论，即引言、正文和结论。
在引言部分，首先对第四代核电技术进行概述，介绍其在能源领域的重要性和发展现状。
接着，说明本文的结构，简要介绍各个部分所涉及的内容和目的。
最后，明确本文的目的，即通过对第四代核电技术参数的探讨，揭示其在未来的前景和应用价值。
正文部分将分为两个部分进行阐述。
首先，讨论第四代核电技术的背景，介绍其起源和发展历程。
这一部分将概述第四代核电技术的研究和应用情况，重点探讨其在提高能源利用效率、减少核废料产生和提高核安全性等方面的优势。
我国第三代核电技术一览
我国第三代核电技术一览我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。
经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。
目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。
北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。
1、AP1000AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。
西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。
该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。
国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。
作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。
目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。
AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。
其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。
【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。
核电工程施工及验收标准
核电工程施工及验收标准
核电工程是一项涉及到国家安全和人民生命财产的重要工程，其施工及验收标准就显得尤为重要。
本文将从施工标准和验收标准两方面进行详细介绍。
一、施工标准
1. 现场布置：核电工程的施工现场应符合相关安全要求，包括围栏设置、安全疏散通道、消防设施等。
同时，施工现场应设立专门的质量监督单位，对施工过程进行全程监控。
2. 施工技术：核电工程的施工技术要求高，施工单位应具备相应的资质和经验。
在施工过程中，需要严格按照设计要求进行操作，并及时处理发现的问题。
3. 材料选用：核电工程施工所使用的材料需要符合国家标准，并经过严格的质量检测。
任何不合格的材料均不得使用在工程中，以确保核电工程的安全性和可靠性。
二、验收标准
1. 设计验收：核电工程的设计应符合国家相关法规和标准，包括结构设计、设备选型等。
验收过程中需要有相关专业人员进行评估，并出具设计合格证明。
2. 施工验收：核电工程施工完成后，需要进行全面的验收。
验收包括线路、设备、安全设施等多个方面，确保工程的质量和安全性。
3. 竣工验收：核电工程竣工验收是最终的验收环节，验收单位会对整个工程进行全面检查，包括安全设施、环保措施等。
只有通过了竣工验收，核电工程才能正式投入使用。
总的来说，核电工程施工及验收标准是非常严格和细致的，这是为了确保核电工程的安全性和可靠性。
只有按照标准要求进行施工和验收，才能保证核电工程的顺利进行和正常运行。
希望相关单位和个人在核电工程施工中能够严格按照标准要求进行操作，确保核电工程的建设和使用安全可靠。
核电站运行标准
核电站运行标准随着能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、高效的能源来源被越来越多的国家所认可和采用。
然而，核能的运行存在着一定的风险，为了确保核电站的安全运行，制定和遵守严格的核电站运行标准至关重要。
本文将探讨核电站运行的规范、规程和标准，以确保核能的安全和有效利用。
1. 设计与建设阶段在核电站设计和建设的早期阶段，需要制定相应的规范和标准，以确保核电站的结构和设备能够满足安全要求。
这些规范包括但不限于：1.1 设计基准与参数核电站的设计基准和参数需要根据实际情况确定，包括核反应堆类型、功率、冷却系统、安全壳等。
设计基准与参数应符合国际标准，并经过严格的安全评估和分析。
1.2 安全分析与演化在核电站设计过程中，需要进行各种安全分析和演化，以评估核电站各个系统的安全性。
这些分析和演化包括失控事件、地震影响、冷却系统故障等。
1.3 设备选型与验收核电站的各类设备应符合相关的国际和国家标准，并经过严格的验收程序。
设备选型应考虑安全性、可靠性和经济性，并需保证供应商的信誉和技术实力。
2. 运营与维护阶段核电站的运营与维护阶段是核能安全的重要环节，需要制定和遵守严格的规程和标准，以确保核电站的安全运行。
2.1 运行程序与指导文件核电站应制定详细的运行程序和指导文件，包括启动与停机程序、事故应急处理程序、辐射防护程序等。
运行人员必须严格按照这些程序和指导文件进行操作。
2.2 操作员培训与考核核电站操作人员的培训与考核是确保核电站安全运行的重要环节。
核电站应建立完善的培训与考核制度，对操作人员进行岗位培训和技能提升，确保其具备安全运行所需的知识和技能。
2.3 安全检查与维护计划核电站应定期进行安全检查和维护，以确保设备正常运行。
安全检查应包括设备状态检查、辐射防护检查、事故应急设备检查等。
维护计划应制定详细的维护内容、周期和方法。
3. 辐射防护辐射防护是核电站运行的关键环节，需要严格遵守相关规范和标准，以确保操作人员和公众的安全。
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气态排出流（放射性）活度连续监测设备:放射性碘监测仪的特殊要求》G7165.5《GB/T 7165.5-2008 气态排出流（放射性）活度连续监测设备:氚监测仪的特殊要求》G7167《GB/T 7167-2008 锗γ射线探测器测试方法》G8993《GB/T8993-1998 核仪器环境条件与试验方法》G8997《GB/T 8997-2008 α、β表面污染测量仪与监测仪的校准》G9224《GB/T9224-1998 直流周期计》G9225《GB/T9225-1999 核电厂安全系统可靠性分析一般原则》G9588《GB/T 9588-2008 盖革-米勒计数管测试方法》G10252《GB 10252-2009 γ辐照装置的辐射防护与安全规范》G10253《GB/T10253-2001 液态排出流或地表水β、γ放射性活度连续监测设备》G10255《GB/T10255-1996 γ放射免疫计数器》G10257《GB/10257-2001 核仪器和核辐射探测器质量检验规则》G10259《GB/T10259-1996 液体闪烁计数系统》G10261《GB/T 10261-2008 核辐射探测器用直流稳压电源》G10263《GB/T 10263-2006 核辐射探测器环境条件与试验方法》G10265《GB/T 10265-2008 核级可烧结二氧化铀粉末技术条件》G10266《GB/T 10266-2008 烧结二氧化铀芯块技术条件》G10268《GB/T 10268-2008 铀矿石浓缩物》G11684《GB/T11684-2003 核仪器电磁环境条件与试验方法》G11806《GB11806-2004 放射性物质安全运输规程》G11809《GB/T 11809-2008 压水堆燃料棒焊缝检验方法 金相检验和X射线照相检验》G11810《GB/T 11810-2008 锡113-铟113m发生器》G11813《GB/T 11813-2008 压水堆燃料棒氦质谱检漏》G11839《GB/T 11839-2008 二氧化铀芯块中硼的测定 姜黄素萃取光度法》G11847《GB/T 11847-2008 二氧化铀粉末比表面积测定 BET容量法》G11848.3《GB/T11848.3-1999 铀矿石浓缩物中可淬有机物的测定》G11848.5《GB/T11848.5-1999 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13376-2008 塑料闪烁体》G13624《GB/T 13624-2008 核电厂安全参数显示系统的功能设计准则》G13626《GB/T13626-2001 单一故障准则应用于核电厂安全系统》G13629《GB/T 13629-2008 核电厂安全系统中数字计算机的适用准则》G13632.2《GB/T 13632.2-2006 监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求:冷停堆期间监测仪表的要求》G13694《GB/T 13694-2008 α、β和γ平面标准源通用技术条件》G13696《GB/T 13696-2007 235U丰度低于5%的浓缩六氟化铀技术条件》G13976《GB/T 13976-2008 压水堆核电厂运行状态下的放射性源项》G14056.1《GB/T 14056.1-2008 表面污染测定第1部分:β发射体（Eβmax>0.15MeV）和α发射体》G14057.1《GB/T 14057.1-2008 放射性污染表面去污 第1部分:试验与评价去污难易程度的方法》G14318《GB/T 14318-2008 辐射防护仪器 中子周围剂量当量（率）仪》G14503《GB/T 14503-2008 放射性同位素产品的分类和命名原则》G15146.10《GB15146.10-2001 反应堆外易裂变材料的核临界安全固定中子吸收体的安全要求》G15146.11《GB/T15146.11-2004 反应堆外易裂变材料的核临界安全基于限制和控制慢化剂的核临界安全》G15446《GB/T 15446-2008 辐射加工剂量学术语》G15474《GB/T 15474-2010 核电厂安全重要仪表和控制功能分类》G16509《GB/T16509-1996 辐射加工剂量测量不确定度评估导则》G16510《GB/T16510-1996 辐射加工剂量学校准实验室的能力要求》G16639《GB/T16639-1996 辐射加工用丙氨酸剂量测量系统》G16698《GB/T16698-1996 a粒子发射率的测量：大面积正比计数管法》G16699《GB/T16699-1996 放射免疫分析试剂盒的基本要求》G16817《GB/T16817-1997 治疗级剂量监测用热释光测量系统》G16841《GB/T16841-1997 能量为300keV~25MeV电子束辐射加工装置剂量学导则》G17437《G把戏437-1998 辐射防护用的中子测量仪表的校准》G17567《GB17567-1998 核设施的钢铁和铝再循环再利用的清洁解控水平》G17568《GB17568-1998 γ辐照装置设计建造和使用规范》G17569《GB/T17569-1998 压水堆核电厂物项分级》G17680.1《GB/T 17680.1-2008 核电厂应急计划与准备准则:应急计划区的划分》G17680.2《GB/T17680.2-1999 核电厂应急计划与准备准则：场外应急职能与组织》G17680.3《GB/T17680.3-1999 核电厂应急计划与准备准则：场外应急设施功能特性》G17680.4《GB/T17680.4-1999 核电厂应急计划与准备准则：场外应急计划与执行程序》G17680.5《GB/T 17680.5-2008 核电厂应急计划与准备准则:场外应急响应能力的保持》G17680.6《GB/T17680.6-2003 核电厂应急计划与准备准则：场内应急响应职能与组织机构》G17680.7《GB/T17680.7-2003 核电厂应急计划与准备准则：场内应急设施的功能与特性》G17680.8《GB/T17680.8-2003 核电厂应急计划与准备准则：场内应急计划与执行程序》G17680.9《GB/T17680.9-2003 核电厂应急计划与准备准则：场内应急响应能力的保持》G17680.10《GB/T17680.10-2003 核电厂应急计划与准备准则：核电厂营运单位应急监测、取样》G17680.11《GB/T 17680.11-2008 核电厂应急计划与准备准则:应急响应时的场外放射评价准则》G17680.12《GB/T 17680.12-2008 核电厂应急计划与准备准则:核应急练习与演习的计划、准备、实施与评估》G17863《GB/T 17863-2008 钍矿石中钍的测定》G17939《GB/T 17939-2008 核级高效空气过滤器》G17947《GB/T 17947-2008 拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量》G19597《GB/T19597-2004 核设施退役安全要求》G19661.1《GB/T 19661.1-2005 核仪器及系统安全要求 第1部分：通用要求》 G19661.2《GB/T 19661.2-2005 核仪器及系统安全要求 第2部分：放射性防护要求》G20131《GB/T 20131-2006 α/β流气式正比计数器的标定和使用》G22158《GB/T 22158-2008 核电厂防火设计规范》G25314《GB/T 25314-2010 核电厂机械设备腐蚀管理大纲内容要求》G25738《GB/T 25738-2010 核电厂电动机调试技术导则》G25739《GB/T 25739-2010 核电厂阀门调试技术导则》G25837《GB/T 25837-2010 核电厂安全壳电气贯穿件的质量鉴定》G25838《GB/T 25838-2010 核电厂安全级电阻温度探测器的质量鉴定》G25942《GB/T 25942-2010 核级银-铟-镉合金棒》G28536《GB/T 28536-2012 核电厂机械设备老化管理大纲编制导则》G28548《GB/T 28548-2012 核电厂主回路水压试验技术导则》G28549《GB/T 28549-2012 核电厂调试阶段核岛管道与主设备支吊装置验证要求》G28550《GB/T 28550-2012 核电厂调试阶段管道验证要求》G28551《GB/T 28551-2012 核电厂离心泵组调试技术导则》G50520《GB 50520-2009 核工业铀水冶厂尾矿库、尾渣库安全设计规范》G50521《GB 50521-2009 核工业铀矿冶工程设计规范》G50522《GB/T 50522-2009 核电厂建设工程监理规范》NB25003《NB/T 25003-2011 核电厂选址阶段环境影响评价报告编制规定》EJ190《EJ 190-1994 钢制产品容器技术条件》EJ322《EJ/T 322-1994 压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则》EJ411《EJ/T 411-1999 压水堆核电厂安全一级压力容器用508-Ⅲ钢锻件技术条件》EJ412《EJ/T 412-1999 压水堆核电厂安全二级压力容器用16MnHR钢板技术条件》EJ560《EJ/T 560-2002 轻水冷却反应堆压力容器辐照监督》EJ607《EJ/T 607-1991 安全二,三级钢制压力容器技术条件》EJ712《EJ/T 712-2002 压水堆核电厂反应堆压力容器及其相关设备安装要求》EJ720《EJ/T720-1992 压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计准则》EJ732《EJ/T 732-1992 压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则》 EJ1033《EJ/T 1033-1996 压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则》EJ1086《EJ/T 1086-1998 压水堆核电场用涂料 漆膜在模拟设计基准事故条件下的评价试验方法》EJ1087《EJ/T 1087-1998 压水堆核电厂用涂料 漆膜耐化学介质的测定》EJ1111《EJ/T 1111-2000 压水堆核电厂用涂料 漆膜受γ射线辐射影响的试验方法》EJ1112《EJ/T 1112-2000 压水堆核电厂用涂料 漆膜可去污性的测定》EJ1126《EJ/T 1126-2000 压水堆核电厂安全二级压力容器螺栓材料技术条件》 GJ846.6《GJB846.6-2004 潜艇核动力装置退役安全规定第6部分：放射性物质排放与控制安全要求》GJ846.7《GJB846.7-2004 潜艇核动力装置退役安全规定第7部分：放射性废物管理要求》GJ846.8《GJB846.8-2004 潜艇核动力装置退役安全规定第8部分：放射性物质存留量估算及评价》GJ5168《GJB 5168-2003 锂同位素丰度质谱分析法》GJ5405《GJB5405-2005 K 空间热离子反应堆核动力装置术语》GJ5838《GJB5838-2006 Z 军用核材料实物保护准则》GJ5840Z《GJB5840-2006 Z 军用核材料衡算MUF评价准则》GJ6118Z《GJB6118-2007 Z 军用核材料实物保护系统出入控制导则》GJ6385Z《GJB6385-2008 Z 军用核材料固定场所实体屏障技术要求》GJ6386Z《GJB6386-2008 Z 军用核材料保卫控制中心设计要求》DL982《DL/T 982-2005 核电厂汽水管道与支吊架维修调整导则》DL983《DL/T 983-2005 核电厂蒸汽湿度测量技术规范》DL1025《DL/T1025-2006 核电厂金属技术监督规程》DL1026《DL/T1026-2006 核电厂非核级设备维修质量保证》DL1072《DL/T 1072-2007 核电厂水泵定期试验规范》DL1103《DL/T 1103-2009 核电站管道振动测试与评估》DL1117《DL/T 1117-2009 核电厂常规岛焊接工艺评定规程》DL1118《DL/T 1118-2009 核电厂常规岛焊接技术规程》DL1142《DL/T 1142-2009 核电厂反应堆控制系统软件测试》DL1143《DL/T 1143-2009 压水堆核电站—回路主设备监造技术导则》DL5409.1《DL/T 5409.1-2009 核电厂工程勘测技术规程 第1部分：地震地质》DL5423《DL/T 5423-2009 核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》JJG852《JJG852-2006 中子周围剂量当量(率)仪》。