核電站監(jiān)造應(yīng)遵循的法規(guī)

1、.：.；核電站監(jiān)造應(yīng)遵照的法規(guī)、導那么和規(guī)范國內(nèi)( 1 ) 核平安法規(guī)HAF 001-1986中華人民共和國民用核設(shè)備平安監(jiān)視管理條例HAF 001/01/01 中華人民共和國民用核設(shè)備平安監(jiān)視管理例實施細那么之一附件一 核電廠支配人員執(zhí)照頒發(fā)和管理程序HAF 001/02-1995中華人民共和國民用核設(shè)備平安監(jiān)視管理條例實施細那么之二 核設(shè)備的平安監(jiān)視HAF001/02/01-1995中華人民共和國民用核設(shè)備平安監(jiān)視管理條例實施細那么之二附件一 核電廠營運單位報告制度HAF 002-1993核電廠核事故應(yīng)急管理條例HAF 002/01-1998核電廠核事故應(yīng)急管理條例實施細那么之一 核電廠營

2、運單位的應(yīng)急預備和應(yīng)急呼應(yīng)HAF 401-1997放射性廢物平安監(jiān)視管理規(guī)定HAF 501-1987中華人民共和國核資料控制條例HAF 501/01-1990中華人民共和國核資料控制條例實施細那么HAF 601-1992民用核承壓設(shè)備平安監(jiān)視管理規(guī)定HAF 601/01-1993民用核承壓設(shè)備平安監(jiān)視管理規(guī)定實施細那么HAF 602-1995民用核承壓設(shè)備無損檢驗人員培訓、考核和取證管理方法HAF 603-1995民用核承壓設(shè)備焊工及焊接操作工培訓、考核和取證管理方法( 2 ) 核電廠核平安法規(guī)HAF 101-1991核電廠廠址選擇平安規(guī)定HAF 102-2004核動力廠設(shè)計平安規(guī)定HAF 1

3、03-2004核動力廠運轉(zhuǎn)平安規(guī)定HAF 103/01-1994核電廠運轉(zhuǎn)平安規(guī)定附件一 核電廠換料、修正和事故停堆管理HAF 003-1991核電廠質(zhì)量保證平安規(guī)定3核電廠核平安導那么HAD 101/01-1994核電廠廠址選擇中的地震問題HAD 101/02-1987核電廠廠址選擇的大氣彌散問題HAD 101/03-1987核電廠廠址選擇及評價的人口分布問題HAD 101/04-1989核電廠廠址選擇的外部人為事件HAD 101/05-1991核電廠廠址選擇中的放射性物質(zhì)水力彌散問題HAD 101/06-1991核電廠廠址選擇與水文地質(zhì)的關(guān)系HAD 101/07-1989核電廠廠址查勘HA

4、D 101/08-1989濱河核電廠廠址設(shè)計基準洪水確實定HAD 101/09-1990濱海核電廠廠址設(shè)計基準洪水確實定HAD 101/10-1991核電廠廠址選擇的極端氣候事件HAD 101/11-1991核電廠設(shè)計基準熱帶氣旋HAD 101/12-1990核電廠的地基平安問題HAD 102/01-1989核電廠設(shè)計總的平安原那么HAD 102/02-1996核電廠的抗震設(shè)計與鑒定HAD 102/03-1986用于沸水堆、壓水堆和壓力管式反響堆的平安功能和部件分級HAD 102/04-1986核電廠內(nèi)部飛射物及其二次效應(yīng)的防護HAD 102/05-1989與核電廠設(shè)計有關(guān)的外部人為事件HAD

5、 102/06-1990核電廠反響堆平安殼系統(tǒng)的設(shè)計HAD 102/07-1989核電廠堆芯的平安設(shè)計HAD 102/08-1989核電廠反響堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)HAD 102/09-1987核電廠最終熱阱及其直接有關(guān)的輸熱系統(tǒng)HAD 102/10-1988核電廠維護系統(tǒng)及有關(guān)設(shè)備HAD 102/11-1996核電廠防火HAD 102/12-1990核電廠輻射防護設(shè)計HAD 102/13-1996核電廠應(yīng)急動力系統(tǒng)HAD 102/14-1988核電廠平安有關(guān)儀表和控制系統(tǒng)HAD 102/15-1990核電廠燃料裝卸和儲存系統(tǒng)HAD 103/01-1987核動力廠運轉(zhuǎn)限值和條件及運轉(zhuǎn)規(guī)程HA

6、D 103/02-1987核電廠調(diào)試程序HAD 103/03-1989核電廠堆芯和燃料管理HAD 103/04-1990核電廠運轉(zhuǎn)期間的輻射防護HAD 103/05-1996核電廠人員的配備、招聘、培訓和授權(quán)HAD 103/06-1990核電廠平安運轉(zhuǎn)管理HAD 103/07-1988核電廠在役檢查HAD 103/08-1993核電廠維修HAD 103/09-1993核電廠平安重要物項的監(jiān)視HAD 401/01-1990核電廠放射性排出流和廢物管理HAD 401/02-1997核電廠放射性廢物管理系統(tǒng)的設(shè)計HAD 003/01-1988核電廠質(zhì)量保證大綱的制定HAD 003/02-1989核電

7、廠質(zhì)量保證組織HAD 003/03-1986核電廠物項和效力采購中的質(zhì)量保證HAD 003/04-1986核電廠質(zhì)量保證記錄制度HAD 003/05-1988核電廠質(zhì)量保證監(jiān)查HAD 003/06-1986核電廠設(shè)計中的質(zhì)量保證HAD 003/07-1987核電廠建造期間的質(zhì)量保證HAD 003/08-1986核電廠物項制造中的質(zhì)量保證HAD 003/09-1988核電廠調(diào)試和運轉(zhuǎn)期間的質(zhì)量保證HAD 003/10-1989核燃料組件采購、設(shè)計和制造中的質(zhì)量保證HAD 002/01-1989核動力營運單位的應(yīng)急預備HAD 002/02-1990地方政府對核電廠的應(yīng)急預備HAD 002/03-1

8、991核事故輻射應(yīng)急時對公眾防護的干涉原那么和程度HAD 002/04-1991核事故輻射應(yīng)急時對公眾防護的導出干涉程度HAF.J 0042核電廠平安分析報告的規(guī)范格式和內(nèi)容 第十八章 人因工程和控制室4 中華人民共和國環(huán)境維護相關(guān)法律法規(guī)法律中華人民共和國環(huán)境維護法1989.12中華人民共和國水污染防治法1996.5中華人民共和國海洋環(huán)境維護法1999.12中華人民共和國放射性污染防治法2003.06中華人民共和國大氣污染防治法2000.04中華人民共和國環(huán)境影響評價法2002.10法規(guī)Regulations of Environmental Protection for Basic Con

9、struction of Nuclear Power Plant (Sep. 1984) GB6249-86核電廠環(huán)境輻射防護規(guī)定Regulations for the Nationwide Environment Monitoring Management (July 1983) GB11217-89核設(shè)備流出物監(jiān)測的普通規(guī)定GB12379-90環(huán)境核輻射監(jiān)測規(guī)定 Regulations on the Administration of Construction Project Environmental Protection (Nov. 1998) 管理導那么和規(guī)范GB11216-89核設(shè)

10、備流出物和環(huán)境放射性監(jiān)測質(zhì)量保證方案的普通要求GB11806-04放射性物質(zhì)平安運輸規(guī)定GB12711-91低、中程度放射性固體廢物包裝平安規(guī)范GB9133-95放射性廢物的分類GB3097-1997海水水質(zhì)規(guī)范GB3838-2002地表水環(huán)境質(zhì)量規(guī)范GB5749-85生活飲用水衛(wèi)生規(guī)范 GB3095-1996環(huán)境空氣質(zhì)量規(guī)范 GB/T7023-86放射性廢物固化體長期浸出實驗GB9134-88輕水堆核電廠放射性固體廢物處置系統(tǒng)技術(shù)規(guī)定 GB9-88輕水堆核電廠放射性廢液處置系統(tǒng)技術(shù)規(guī)定 GB9-88輕水堆核電廠放射性廢氣處置系統(tǒng)技術(shù)規(guī)定 GB14587-93輕水堆核電廠放射性廢水排放系統(tǒng)技術(shù)

11、規(guī)定GB14569. 1-93低、中程度放射性廢物固化體性能要求水泥固化體GB8978-1996污水綜合排放規(guī)范GB18871-2002電離輻射防護與輻射源平安根本規(guī)范1.2.2 應(yīng)遵照的國外法規(guī)、規(guī)范和規(guī)范核島主要采用美國核管會NRC、國家核平安管理委員會NNSA以及國際原子能委員會公布的法規(guī)和導那么，主要有RG、10 CFR、ANS、ANSI、ASME、ASTM、NUREG、IAEA、ISA以及IEE、IEEE等通用規(guī)范。詳細規(guī)范規(guī)范清單如下表所示：a) 10 CFR10 CFR PT20-2003輻射防護規(guī)范10 CFR PT50-2003消費和公用設(shè)備國內(nèi)答應(yīng)證的頒發(fā)10 CFR PT

12、50-2003附錄A 核電站總的設(shè)計準那么10 CFR PT50-2003附錄G 抗斷裂韌性要求10 CFR PT50-2003附錄H 反響堆容器資料的監(jiān)視大綱要求10 CFR PT50-2003附錄I 為使輕水堆排出流中放射性物質(zhì)滿足合理可行盡量低的原那么，對設(shè)計目的和極限運轉(zhuǎn)條件所作的數(shù)值規(guī)定10 CFR PT50-2003附錄J 水冷動力堆內(nèi)層反響堆平安殼的走漏實驗10 CFR PT50-2003附錄K 應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的評價模型10 CFR PT100-2003反響堆選址準那么10 CFR PT100-2003附錄A 核電廠關(guān)于地震和地質(zhì)方面的廠址選擇準那么b) NRC RGRG 1.

13、1-1970應(yīng)急堆芯冷卻和平安殼排熱系統(tǒng)泵的凈正吸入壓頭RG 1.4-1974評價壓水堆失水事故潛在輻射后果的假定RG 1.6-1971核電廠冗余系統(tǒng)之間的獨立性RG 1.7-1978失水事故后平安殼內(nèi)可燃氣體濃度的控制 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-008/ RG 1.8-2000核電廠人員的資歷鑒定和培訓RG 1.9-1993核電廠1E級應(yīng)急柴油機組選擇、設(shè)計、鑒定和實驗RG 1.11-1971貫穿內(nèi)層平安殼的儀表管線 HYPERLINK /re

14、ading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-012/ RG 1.12-1997核電廠地震監(jiān)測儀表RG 1.13-1975乏燃料儲存設(shè)備的設(shè)計基準RG 1.14-1975反響堆冷卻劑泵飛輪的完好性RG 1.20-1976運轉(zhuǎn)前和初始啟動實驗期間的堆內(nèi)構(gòu)件綜合振動評價方案RG 1.21-1974丈量、估算和報告輕水核電站固體廢物中的放射性核液體與氣體排出物所含放射性物質(zhì)釋放的放射性RG 1.22-1972維護系統(tǒng)執(zhí)行功能的定期實驗 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/

15、reg-guides/power-reactors/active/01-023/01-023.pdf RG 1.23-1972現(xiàn)場氣候大綱RG 1.24-1972評價壓水堆放射性氣體儲存箱失效潛在放射性后果的假定RG 1.25-1972評價沸水堆和壓水堆燃料裝卸和儲存設(shè)備發(fā)生操作事故潛在放射性后果的假定RG 1.26-1976核電廠包容水-蒸汽和放射性廢物的部件的質(zhì)量分組及規(guī)范RG 1.27-1976核電廠最終熱阱RG 1.28-1985設(shè)計與建造的質(zhì)量保證大綱要求RG 1.29-1978抗震設(shè)計分級RG 1.30-1972儀表和電氣設(shè)備的安裝、檢查和實驗的質(zhì)保要求 HYPERLINK nrc

16、.gov/reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-031/ RG 1.31-1978不銹鋼焊縫金屬中鐵素體含量的控制RG 1.32-2004核電廠平安有關(guān)電力系統(tǒng)準那么RG 1.34-1972電渣焊性能的控制 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-036/ RG 1.36-1973奧氏體不銹鋼的非金屬保溫資料RG 1.37-1973水冷核電廠流體系統(tǒng)及有關(guān)部件的清洗質(zhì)量保證要求RG 1.

17、38-1977水冷核電廠物項的包裝、運輸、接納、儲存和裝卸的質(zhì)量保證要求RG 1.39-1977水冷核電廠的輔助任務(wù)要求RG 1.40-1973水冷核電廠平安殼內(nèi)延續(xù)運轉(zhuǎn)的電動機的鑒定實驗RG 1.41-1973驗證符合組適宜宜性的廠內(nèi)冗余電源系統(tǒng)的預運轉(zhuǎn)前實驗RG 1.43-1973低合金鋼部件不銹鋼堆焊層的控制RG 1.44-1973敏化不銹鋼運用的控制RG 1.45-1973反響堆冷卻劑壓力邊境走漏探測系統(tǒng)RG 1.47-1973核電廠平安系統(tǒng)的旁通和不能運轉(zhuǎn)形狀的顯示RG 1.49-1973核電廠的功率程度RG 1.50-1973低合金鋼焊接預熱溫度的控制 HYPERLINK nrc.

18、gov/reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-052/01-052r3.pdf RG 1.52-2001輕水堆核電廠事故后專設(shè)平安設(shè)備空氣凈化系統(tǒng)空氣過濾和吸附安裝的設(shè)計、實驗與維護準那么RG 1.53-2003單一缺點準那么在核電廠維護系統(tǒng)中的運用RG 1.54-2000核電廠的I、II和III級防護涂層RG 1.57-1973反響堆內(nèi)層金屬平安殼系統(tǒng)部件的設(shè)計限值和載荷組合RG 1.59-1977核電廠設(shè)計基準洪水RG 1.60-1973核電廠抗震設(shè)計的設(shè)計呼應(yīng)譜 HYPERLINK /r

19、eading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-061/ RG 1.61-1973核電廠抗震設(shè)計阻尼值RG 1.62-1973維護動作的手動啟動RG 1.63-1987核電廠平安殼構(gòu)筑物內(nèi)的電氣貫穿件RG 1.65-1973反響堆壓力容器主螺栓的資料及檢驗RG 1.68-1978水冷堆核電廠初始實驗大綱RG 1.68.2-1978驗證水冷堆核電廠遙控停堆才干的初始起動實驗大綱RG 1.68.3-1982儀控空氣系統(tǒng)的預運轉(zhuǎn)實驗RG 1.69-1973核電廠混凝土輻射屏蔽RG 1.70-1978核電廠平安分析報告規(guī)范格式

20、和內(nèi)容 (輕水堆版本)RG 1.73-1974核電廠平安殼內(nèi)電動閥運轉(zhuǎn)的鑒定實驗RG 1.75-2005電氣系統(tǒng)的實體獨立性RG 1.76-1974核電廠設(shè)計基準龍卷風RG 1.77-1974評價壓水堆控制棒彈棒事故的假定 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-078/ml013100014.pdf RG 1.78-2001評價核電廠在假想的有害化學物質(zhì)釋放時控制室可居留性所用的假定RG 1.79-1975壓水堆應(yīng)急冷卻系統(tǒng)預運轉(zhuǎn)實驗RG 1.82-2003失水事故后長期

21、再循環(huán)冷卻的水源RG 1.83-1975壓水堆蒸汽發(fā)生器傳熱管的在役檢查 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-084/ml030730417.pdf RG 1.84-2005ASME第III篇第I冊設(shè)計和制造規(guī)范運用案例RG 1.89-1984對核電廠平安重要的某些電氣設(shè)備的環(huán)境鑒定RG 1.90-1977灌漿鋼筋束預應(yīng)力混凝土平安殼構(gòu)筑物的在役檢查RG 1.91-1978核電廠附近道路發(fā)生假想爆炸事件的評價RG 1.92-1976地震呼應(yīng)分析中組合模型呼應(yīng)和空間分量R

22、G 1.93-1974電源可利用性RG 1.94-1976核電廠建造階段混凝土構(gòu)造和鋼構(gòu)造的安裝、檢查和實驗的質(zhì)量保證要求RG 1.97-1983用于輕水堆核電廠事故期間和事故后評價電廠和環(huán)境形狀的檢測安裝RG 1.99-1988反響堆壓力容器資料的輻照脆變RG 1.100-1988核電廠電氣和機械設(shè)備抗震鑒定RG 1.102-1976核電廠防洪 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-105/ RG 1.105-1999平安相關(guān)系統(tǒng)儀表的整定值RG 1.106-1977電

23、動閥電機的過熱維護RG 1.107-1977平安殼構(gòu)造預應(yīng)力鋼筋束水泥灌漿的鑒定 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-109/01-109.pdf RG 1.109-1977按照10CFR 50附錄I計算反響堆廢液常規(guī)釋放對人體所致年劑量RG 1.110-1976輕水冷卻核動力堆放射性廢物系統(tǒng)的本錢收益分析征求意見RG 1.111-1977輕水堆常規(guī)排放的廢氣在大氣中遷移和彌散的估算方法 HYPERLINK /reading-rm/doc-collecti

24、ons/reg-guides/power-reactors/active/01-112/01-112.pdf RG 1.112-1977輕水冷動力堆氣體和液體排出物中放射性物質(zhì)釋放量的計算 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-113/01-113.pdf RG 1.113-1977為實施附錄I的對反響堆事故排放和常規(guī)釋放排出物的水系分散的估算RG 1.115-1977低軌彈道汽輪機飛射物的防護RG 1.116-1977機械設(shè)備和系統(tǒng)的安裝、檢查和實驗的質(zhì)量保證要求RG

25、1.117-1978龍卷風設(shè)計分級 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-118/ RG 1.118-1995電力系統(tǒng)和維護系統(tǒng)的定期實驗RG 1.121-1976壓水堆蒸汽發(fā)生器傳熱管因堵管而降級的基準 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-122/ RG 1.122-1978支撐設(shè)備或部件的樓板抗震設(shè)計所制定的樓板設(shè)計呼應(yīng)譜RG 1.124-19

26、78I級線型的設(shè)備支撐運用限值和載荷組合RG 1.125-1978核電廠水力構(gòu)筑物和系統(tǒng)的設(shè)計和運轉(zhuǎn)的物理模型RG 1.126-1978燃料密實化分析的一種可采用的模型及其統(tǒng)計方法RG 1.128-1978核電廠大型鉛蓄電池的安裝設(shè)計和安裝RG 1.129-1978核電廠大型鉛蓄電池的維修、實驗和改換RG 1.130-1978I級板殼型的設(shè)備支撐運用限值和載荷組合RG 1.131-1977輕水冷核電廠電纜、現(xiàn)場接頭和銜接的鑒定實驗征求意見 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/

27、01-132/ RG 1.132-2003核電廠根底的現(xiàn)場審查RG 1.133-1981輕水冷反響堆主系統(tǒng)的松動部件監(jiān)測大綱RG 1.-1977核電廠正常水位和排水征求意見RG 1.-1981混凝土平安殼的取材、建造和實驗RG 1.-1979備用柴油發(fā)電機的燃油系統(tǒng) HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-/ RG 1.-2003核電廠工程分析和設(shè)計中土壤和巖石的實驗室研討RG 1.-1978余熱排出導那么征求意見 HYPERLINK /reading-rm/

28、doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-140/index.html RG 1.140-2001輕水堆核電廠正?？諝鈨艋到y(tǒng)空氣過濾和吸附安裝的設(shè)計、實驗及維護準那么RG 1.141-1978流體系統(tǒng)的平安殼隔離措施征求意見 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-142/ RG 1.142-2001與核電廠平安有關(guān)的混凝土構(gòu)筑物反響堆容器和平安殼除外 HYPERLINK /reading-rm/

29、doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-143/ RG 1.143-2001輕水堆核電廠放射性廢物管理系統(tǒng)、構(gòu)筑物和設(shè)備的設(shè)計指南RG 1.145-1982評價核電廠潛在事故后果的大氣彌散模型 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-147/ml030730423.pdf RG 1.147-2005在役檢查規(guī)范的案例適用性ASME第XI篇第1冊RG 1.148-1981核電廠平安重要系統(tǒng)能動閥門組件的功能要求R

30、G 1.150-1983役前和在役檢查期間對反響堆壓力容器焊縫的超聲波實驗RG 1.151-1983儀表的走線 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-152/ RG 1.152-1996核電廠平安系統(tǒng)數(shù)字計算機軟件的準那么 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-153/index.html RG 1.153-1996平安系統(tǒng)的電源、儀表和控制部分的準

31、那么RG 1.154-1987壓水堆承壓熱沖擊平安分析報告的格式和內(nèi)容RG 1.155-1988全廠斷電RG 1.156-1987與核電廠相接安裝的環(huán)境鑒定RG 1.157-1989應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)性能的最正確估算RG 1.158-1989核電廠平安相關(guān)鉛蓄電池的鑒定RG 1.159-2003保證核反響堆退役資金的可利用性RG 1.160-1997核電廠維護的有效性監(jiān)測RG 1.161-1995用小于50 Ft-Lb的夏比上平臺能量對反響堆壓力容器的評價 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors

32、/active/01-162/index.html RG 1.162-1996反響堆壓力容器熱退火報告的格式和內(nèi)容 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-163/ RG 1.163-1995基于性能的平安殼走漏實驗大綱 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-165/ RG 1.165-1997震源的鑒定和特性描畫以及平安停堆地震地動確實定 HYPER

33、LINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-166/ RG 1.166-1997震前方案和震后核電廠支配員快速呼應(yīng) HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-167/ RG 1.167-1997由于地震事件而停堆的核電廠的再啟動 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/

34、active/01-168/ RG 1.168-1997用于核電廠平安系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件的驗證、確認、評審和核對 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-169/ RG 1.169-1997用于核電廠平安系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件的配置管理方案 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-170/ RG 1.170-1997用于核電廠平安系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件的軟

35、件實驗文件 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-171/ RG 1.171-1997用于核電廠平安系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件的軟件單元實驗 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-172/ RG 1.172-1997用于核電廠平安系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件的軟件需求規(guī)格書 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/

36、reg-guides/power-reactors/active/01-173/ RG 1.173-1997延伸核電廠平安系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件壽期的方法 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-174/ RG 1.174-2002一種用概率風險評價對特定電廠答應(yīng)證基準進展變卦的決策方法 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-175/ RG 1.175-

37、1998一種對特定電廠風險預測的決策方法：在役實驗 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-176/ RG 1.176-1998一種對特定電廠風險預測的決策方法：分級質(zhì)保RG 1.177-1998一種對特定電廠風險預測的決策方法：技術(shù)規(guī)格書RG 1.178-2003一種對特定電廠風險預測的決策方法：管道在役檢查 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-1

38、80/ RG 1.180-2003評價平安有關(guān)儀控系統(tǒng)的電磁和射頻干擾的導那么 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-181/ RG 1.181-1999根據(jù)10 CFR 50.71(e)更新的最終平安分析報告的內(nèi)容 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-182/ RG 1.182-2000核電廠維護任務(wù)前的風險評價和管理 HYPERLINK nrc

39、.gov/reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-183/ RG 1.183-2000為評價核反響堆設(shè)計基準事故的替代放射性源項 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-184/ RG 1.184-2000核電廠退役RG 1.185-2000停堆后退役行動報告的規(guī)范格式和內(nèi)容 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/p

40、ower-reactors/active/01-186/ RG 1.186-2000確定10 CFR 50.2中設(shè)計基準的導那么和舉例 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-187/ RG 1.187-2000運用10 CFR 50.59調(diào)整、實驗和實驗的導那么 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-189/01-189.pdf RG 1.189-2

41、001運轉(zhuǎn)中核電廠的防火 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-190/01-190.pdf RG 1.190-2001確定壓力容器中子注量率的計算和劑量測定方法 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-191/ RG 1.191-2001核電廠退役和永久停堆期間的防火大綱 HYPERLINK /reading-rm/doc-collec

42、tions/reg-guides/power-reactors/active/01-192/ml030730430.pdf RG 1.192-2003運轉(zhuǎn)和維護規(guī)范的案例適用性 ASME OM規(guī)范 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-193/ml030730440.pdf RG 1.193-2003ASME規(guī)范 不得運用的案例 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/a

43、ctive/01-194/ml031530505.pdf RG 1.194-2003核電廠控制室放射性可居留性評價所需的大氣相對濃度 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-195/ml031490640.pdf RG 1.195-2003評價輕水堆設(shè)計基準事故的放射性后果的方法和假設(shè) HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-196/ml03149061

44、1.pdf RG 1.196-2003輕水堆控制室的可居留性 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-197/ml031490664.pdf RG 1.197-2003核反響堆控制室外殼完好性的示范 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-197/ml031490664.pdf RG 1.198-2003評價核電廠廠址地震土壤液化的程序和準那么 HYPE

45、RLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-197/ml031490664.pdf RG 1.199-2003混凝土錨固件和構(gòu)造支撐 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-197/ml031490664.pdf RG 1.200-2004一種確定風險預測行動中概率風險評價結(jié)果的技術(shù)充分性的方法RG 4.1-1975核電廠環(huán)境放射性監(jiān)測大綱RG 4.2-1976核電

46、廠環(huán)境報告的編制RG 4.2S1-2000RG 4.2的補充1用于更新核電廠運轉(zhuǎn)答應(yīng)證的補充環(huán)境報告的編制RG 4.7-1998核電廠廠址適宜性的通用準那么RG 4.15-1979輻射監(jiān)測大綱的質(zhì)量保證(正常運轉(zhuǎn))排出物和環(huán)境RG 8.2-1973輻射監(jiān)查管理實施導那么RG 8.4-1973直讀式和間接讀數(shù)袖珍劑量表RG 8.7-1992職業(yè)性輻照數(shù)據(jù)記錄和報告須知RG 8.8-1978保證核電廠職業(yè)照射在合理可行盡量低的相關(guān)資料RG 8.9-1993生物檢查大綱中可接受的概念、模型、方程式和假定RG 8.10-1977把職業(yè)照射堅持在合理可行盡量低的運轉(zhuǎn)原那么RG 8.13-1999有關(guān)產(chǎn)前

47、期輻射照射須知RG 8.15-1999可采用的呼吸維護大綱RG 8.19-1979輕水堆核電廠設(shè)計階段職業(yè)輻照劑量評價人-雷姆估算RG 8.20-1979I-125和I-131在生物檢查中的運用RG 8.25-1992任務(wù)場所的空氣取樣RG 8.26-1980裂變和活化產(chǎn)物在生物檢查中的運用RG 8.27-1981輕水冷核電廠任務(wù)人員輻射防護的培訓RG 8.28-1981音響報警劑量表RG 8.29-1996有關(guān)職業(yè)照射風險導那么c) 其它AABC, National Standards for Testing Balancing Heating, Ventilating and Air Co

48、nditioning SystemsACI 318-99, “Building Code Requirements for Reinforced Concrete, 1999.ACI 349-01, “Code Requirements for Nuclear Safety Related Concrete Structures, 2001.AISC N690, “Specification for the Design, Fabrication, and Erection of Steel Safety-Related Structures for Nuclear Facilities, 1

49、994.AISC S335, “Specification for Structural Steel Buildings, Allowable Stress Design and Plastic Design, 1989.AISI, “Specification for the Design of Cold Formed Steel Structural Members, 1996 Edition and Supplement No. 1, July 30, 1999.AMCA 210, “Laboratory Method of Testing Fans for Rotating Purpo

50、ses.AMCA 211, “Certified Ratings Program Air Performance.AMCA 300, “Reverberant Room Method for Sound Testing of Fans.AMCA 301, “Methods for Calculating Fan Sound Ratings from Laboratory Test Data.AMCA 500, “Test Method for Louvers, Dampers, and Shutters.ANS 5.1, “Decay Energy Release Rates Followin

51、g Shutdown of Uranium-Cooled Thermal Reactors, October 1971, Revised October 1973.ANS 5.4, “American National Standard Method for Calculating the Fractional Release of Volatile Fission Products From Oxide Fuel, 1982.ANS 56.2, “Containment Isolation Provisions for Fluid Systems, 1984.ANS 57.1, “Desig

52、n Requirements for Light Water Reactor Fuel Handling Systems, 1992.ANS 57.2, “Design Requirements for Light Water Reactor Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Plants, 1983.ANS NQA-1-1989 edition through NQA-1b-1991, Addenda 2.ANS NQA-2.or laterANSI 56.6, “Pressurized Water Reactor Containm

53、ent Ventilation Systems.ANSI 56.8, “Containment System Leakage Testing Requirements.ANSI 58.6, “Criteria for Remote Shutdown for Light Water Reactors, 1996.ANSI 59.2, “Safety Criteria for HVAC Systems Located Outside Primary Containment.ANSI AMCA 300-85, “Reverberant Room Method of Testing Fans For

54、Rating Purposes.ANSI AWWA C950-81, “Glass-Fiber-reinforced Thermosetting Resin Pressure Pipe.ANSI B16.34, “Valves Flanged and Buttwelding End, 1996.ANSI B31.5, “Refrigeration Piping.ANSI B96.1, “Welded Aluminum-Alloy Storage Tanks, 1981.ANSI C37.90, IEEE Standard for Relays and Relay Systems Associa

55、ted with Electric Power Apparatus, 1989.ANSI HFS-100, “American Standard for Human Factors Engineering of Visual Display Terminal Workstations, Santa Monica, California, 1988.ANSI N101.6, “Atomic Industry Facility Design, Construction, and Operation Criteria, December 22, 1972.ANSI N15.8, “Nuclear M

56、aterial Control Systems for Nuclear Power Plants, 1974.ANSI N16.9, “Validation of Calculational Methods for Nuclear Criticality Safety, 1975.ANSI N16.9-75, “Validation of Calculational Methods for Nuclear Criticality Safety.ANSI N18.2, “Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurize

57、d Water Reactor Plants, 1973. ANSI N18.2a, “Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurized Water Reactor Plants, 1975.ANSI N57.2, “Design Objectives for LWR Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Stations, 1983.ANSI N57.3, “Design Requirements for New Fuel Storage Facilitie

58、s at Light Water Reactor Plants, 1983.ANSI N195, “Fuel Oil Systems Standby Diesel Generators.ANSI N210-76, “Design Objectives for Light Water Reactor Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Stations.ANSI N237, Source Term Specification, 1976.ANSI N278.1, Self-Operated and Power-Operated Safet

59、y-Relief Valves Functional Specification Standard, 1975.ANSI/AMCA 211-87, “Laboratory Method of Testing Fans for Rating Purposes, “Certified Ratings Program Air Performance.ANSI/AMCA 500-89, “Testing Methods for Louvers, Dampers, and Shutters.ANSI/ANS 6.4, “Guidelines on the Nuclear Analysis and Des

60、ign of Concrete Radiation Shielding for Nuclear Power Plants, 1997.ANSI/ANS 18.1, “Radioactive Source Term for Normal Operation of Light Water Reactors, 1999.ANSI/ANS 51.1, “Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurized Water Reactor Plants, 1983.ANSI/ANS 55.6, “Liquid Radioactive