共找到 1815 条与 核电站、安全 相关的标准,共 121 页
GB/T 12726的本部分规定了核电厂事故及事故后气态排出流及通风中放射性离线连续监测设备的一般设计原则和性能要求。GB/T 12726.1-2013规定了设备的技术特性、试验方法、辐射特性、电气特性、机械特性和环境特性。除非另有说明,这些要求均适用于本部分。本部分适用于:--惰性气体活度监测仪,该设备用于测量事故和事故后条件下排放点处的气态排出流中放射性惰性气体的体积活度,以及体积活度随时间的变化。该监测仪还可以用于确定给定时期内惰性气体放射性的总排放量。--惰性气体、气溶胶和特定核素监测仪(特定核素通常指不同形态的碘:包括无机碘、有机碘和气溶胶形态碘),该设备用于测量空气或气体通风系统(控制室通风、反应堆泄漏收集、反应堆堆坑通风排气、燃料处理厂房的通风排气、反应堆厂房通风净化排气)中的放射性体积活度,并探测在事故和事故后期间放射性活度的任何明显增加。本部分只适用于离线连续监测设备,即适用于那些从总气态排出流或通风管道气流中取出部分代表性样品送到远距离位置(通过取样装置)再用探测器对其测量的设备。本部分不适用于那些探测器直接安装在气态排出流或通风管道气流中,或者安装在排出流或通风气流装置旁的监测仪,这类监测仪属于GB/T 12726.4的适用范围。完整的排出流监测程序中必要的取样实验室分析不在本部分适用范围内。
Nuclear power plants.Instrumentation important to safety.Radiation monitoring for accident and post-accident conditions.Part 2:Equipment for continuous off-line monitoring of radioactivity in gaseous effluents and ventilation air
GB/T 12726的本部分规定了核电厂事故和事故后高量程区域γ连续监测设备的设计原则和性能准则。GB/T 12726.1-2013给出了该类设备的技术特性、试验方法、辐射特性、电气特性、机械特性和环境特性的一般要求,除非另有说明,这些要求均适用于本部分。本部分适用于事故及事故后监测高水平γ辐射的固定式剂量率仪。本部分包括用于各向同性地测量能量在80 keV~7 MeV的γ辐射产生的空气比释动能、周围剂量当量或其他辐射量的设备。该设备主要用于核电厂的安全目的。应急用便携式仪器和用于连续确定正常运行期间工作区域中放射性情况的固定式辐射监测仪在GB/T 14054-2013的适用范围内给出。
Nuclear power plants.Instrunmentation important to safety.Radiation monitoring for accident and post-accident conditions.Part 3:Equipment for continous high range area gamma monitoring
GB/T 12726的本部分规定了核电厂事故及事故后工艺流管内或管旁放射性连续监测设备的一般要求,包括设计原则和性能准则。GB/T 12726.1-2013规定了这类设备的技术特性、试验方法、辐射特性、电气特性、机械特性和环境特性等方面的一般要求。除非另有说明,这些要求均适用于本部分。本部分仅适用于管内或管旁的连续测量,也就是将探测器置于工艺流中(即浸没在其中)或靠近工艺流(即视野直接正对管道或箱体)来测量放射性的监测仪。本部分不适用于探测器在远处(取样装置处)对流体具有代表性的样品进行测量的监测仪,这种监测仪属于GB/T 12726.2的范围。本部分仅适用于事故及事故后的监测仪。正常和预期运行事件期间的工艺流辐射监测设备见IEC 60768。
Nuclear power plants.Instrumentation important to safety.Radiation monitoring for accident and post-accident conditions.Part 4:Equipment for continuous in-line or on-line monitoring of radioactivity in process streams
GB/T 12726的本部分给出了核电厂事故及事故后辐射和流体(气态或液体)放射性水平监测设备的一般要求,包括设计原则和性能准则。本部分仅适用于事故及事故后放射性连续监测设备。本部分的目的是规定应遵守的一般要求和给出轻水反应堆核电厂事故及事故后放射性连续监测设备验收方法的实例。本部分规定了这类设备的一般特性、一般试验方法、辐射特性、电气特性、安全特性和环境特性以及设备的鉴定和检验合格证明。如果设备是核设施集中辐射连续监测系统的一部分,可能需要增加与该系统有关的其他标准的要求。样品的取样和实验室分析是排出流监测总大纲的一部分,不属于本部分的范围。
Nuclear power plants.Instrumentation important to safety.Radiation monitoring for accident and post-accident conditions.Part 1:General requirements
Classification for the items of pressurized water reactor nuclear power plants
本标准规定了压水堆核电厂物项安全分级、抗震分类、规范分级和质量保证分级的要求和规则。本标准适用于压水堆核电厂物项的等级划分。
Classification for the items of pressurized water reactor nuclear power pants
本标准规定了核电厂安全重要仪表和控制(IT&C)系统及相关设备的老化管理的原则、技术要求和建议。 本标准适用于各种类型的核电厂。
Management requirement of ageing of instrumentation and control systems important to safety for nuclear power plants
本标准规定了核反应堆安全逻辑装置的一般特性、性能要求和检验方法。 本标准适用于核反应堆保护系统的安全逻辑装置的设计、制造和检验(包括验收和运行检验)。 本标准不适用于安全逻辑装置内部所完成的安全逻辑功能。
Safety logic assemblies of nuclear reactor characteristics and test methods
本标准规定了安装在核电厂安全壳外的安全级静止式充电装置及逆变装置的质量鉴定方法,以保证其在规定的工作条件下能执行预定的功能。 本标准不适用于指导充电装置及逆变装置在电厂电力系统中的应用,也不规定这些装置的具体性能要求。
Qualification of class 1E static battery chargers and inverters for nuclear power plants
本标准规定了核电厂安全壳电气贯穿件质量鉴定所采用的试验项目、试验方法、试验条件和验收准则。 本标准适用于参照法国RCC系列规范设计建造的压水堆核电厂中通过安全壳进行安装、保证反应堆厂房内部与外部之间信号传递及电力输送用电气贯穿件的质量鉴定。 本标准也可供其他类型核电厂安全壳电气贯穿件进行质量鉴定时参考。
Qualification of electrical penetration assemblies in containment structures for nuclear power plants
本标准规定了核电厂安全级电阻温度探测器质量鉴定所采用的试验项目、试验条件、试验方法和验收准则。 本标准适用于压水堆核电厂中安全级电阻温度探测器的质量鉴定″本标准也可供其他类型核电厂安全级电阻温度探测器进行质量鉴定时参考p
Qualification of safety class resistance temperature detectors for nuclear power plants
本标准规定了大坝安全监测系统验收的要求及质量标准。 本标准适用于1级、2级、3级以及坝高70m 以上的高坝或者监测系统复杂的中坝、低坝安全监测系统验收。 其他水工建筑物可参照使用。
Specification for acceptance of dam safety monitoring system
本标准规定了核电厂优先电源(PPS)和优先电源与安全级(1E级)电力系统、开头站、输电系统以及替代交流电源(AAC)接口的设计准则。 本标准适用于核电厂优先电源。
Preferred power supply for nuclear power plants
本标准规定了核电厂直流电力系统设计的实施方法。 本标准适用于铅酸蓄电池、静止式充电装置及直流配电设备的设计,包括设备的数量和类型的选择;设备额定值的确定;相互连接;仪表、控制和保护等的选择。 本标准不适用于充电装置的交流电源和直流系统供电的负载(除非它们影响直流系统的设计),也不适用于机车专用的启动型蓄电池系统。
Recommended practice for the design of DC auxiliary power system for nuclear power stations
本标准规定了核电厂安全系统的可靠性分析工作可接受的最低限度的要求。 本标准适用于要求可靠性分析的核电厂安全系统。 本标准涉及的方法也适用于要求可靠性分析的下述系统或系统的一部分:与安全有关的系统、涉及到与安全有关和非安全有关系统之间相互影响的其他系统。 本标准也适用于核电厂系统和部件的设计、制造、试验、维护和维修等各个阶段。分析的时机选择取决于分析的目的。 本标准也适用于其他核反应堆安全系统的可靠性分析。
Requirements of reliability analysis for nuclear power plant safety systems
本标准规定了核电厂安全系统定期试验与监测的设计准则和试验要求。 本标准适用于核电厂安全系统定期试验与监测的设计。 本标准不适用于核电厂安全系统的维修。
Periodic tests and monitoring of the safety system of nuclear power plant
本标准规定了安全级电气设备和电路采用实体分隔和电气隔离的独立性准则。 本标准适用于核电厂安全级及相关的电气设备和电路。 本标准不适用于对冗余设备和电路的确定。
Criteria for independence of class 1E equipment and circuits in nuclear power plants
本标准规定了单一故障准则应用于核电厂安全系统的电源、仪表和控制部分的一般原则和要求。 本标准阐明单一故障准则,探讨各类故障,指导安全系统如何应用单一故障准则并提出了一个可接受的单一故障分析方法。 本标准不规定哪些系统服从单一故障准则。 本标准适用于核电厂安全系统。 本标准的应用应与GB 13284.1-2008的要求及规定的单一故障准则一致。
Application of the single failure criterion to safety systems in nuclear power plant
GB/T 17680的本部分规定了核电厂应急计划区的通用划分准则,推荐了压水堆核电厂应急计划区的范围。 本部分适用于压水堆核电厂应急计划区的划分,其他堆型核电厂应急计划区的划分可参照执行。
Criteria for emergency planning and preparedness or nuclear power plants.Part 1:The dividing of emergency planning zone
本标准规定了核电厂: a)安全级电力系统的主要设计准则和设计措施,这些准则和措施能使安全级电力系统在适用的设计基准事件引起的条件下满足其功能的要求; b)安全级电力系统的试验和监测要求; c)多机组核电厂共用的安全级电力系统的准则; d)安全级电力系统的文档要求。 本标准适用于单机组和多机组核电厂的下列系统和设备的安全级部分: a)交流电力系统; b)直流电力系统; c)仪表和控制(I&C)用电力系统。 这些系统包括表1所列出的物项。 表1 本标准适用的系统中包括的物项 本标准不适用于优先电源、机组的发电机及其母线,发电机断路器、主(即升压)变压器、辅助(即厂用)变压器、启动变压器、至核电厂开关站的连接线、开关站、输电线和输电网络(见图1)。 图1 具有两个100%容量序列的单机组安全级电力系统的例子。
Criteria for class 1E power system for nuclear power generating stations
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