核电厂安全质量鉴定检测

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GB/T 4960.6-2008核科学技术术语.第6部分：核仪器仪表

GB/T 4960的本部分规定了核辐射探测器、通用核仪器、核设施仪表和控制、辐射防护仪器及核辐射应用仪器等核仪器的基本术语和定义。本部分适用于有关核仪器标准、合同、报告和技术规格书等技术文件的编写，文献翻译以及技术交流等。

GB/T 5203-2011核反应堆安全逻辑装置特性和检验方法

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。

GB/T 7166-2015核电厂反应堆堆芯和主冷却剂回路内温度计的特性和试验方法

本标准规定了核电厂反应堆堆芯和主冷却剂回路内的温度测量装置的特性、设计、制造以及测试方法。本标准适用于压水堆核电厂反应堆堆芯和主冷却剂回路中使用的温度计，包括热电偶和电阻温度计(RTD)。其他堆型核电厂可参考本标准执行。

GB/T 12726.1-2013核电厂安全重要仪表 事故及事故后辐射监测 第1部分:一般要求

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。

GB/T 12726.2-2013核电厂安全重要仪表 事故及事故后辐射监测 第2部分:气态排出流及通风中放射性离线连续监测设备

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。

GB/T 12726.3-2013核电厂安全重要仪表 事故及事故后辐射监测 第3部分:高量程区域γ连续监测设备

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。

GB/T 12726.4-2013核电厂安全重要仪表 事故及事故后辐射监测 第4部分:工艺流管内或管旁放射性连续监测设备

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。

GB/T 13161-2015辐射防护仪器 测量X、γ、中子和β辐射个人剂量当量Hp(10)和Hp(0.07) 直读式个人剂量当量仪

本标准适用于具有下述特性的个人剂量当量仪：a)　佩戴于人体躯干或四肢；b)　测量由外部X和γ、中子及β辐射产生的个人剂量当量H<下标p>(10)和H<下标p>(0.07)，并可测量个人剂量当量率?<下标p>(10)和?<下标p>(0.07)；c)　具有数字显示；d)　可具有个人剂量当量或个人剂量当量率报警功能。因此，本标准适用于下列剂量量(包括各自的剂量率)和辐射组合的测量：1)　由X和γ辐射产生的H<下标p>(10)和H<下标p>(0.07)；2)　由X、γ和β辐射产生的H<下标p>(10)和H<下标p>(0.07)；3)　由X和γ辐射产生的H<下标p>(10)；4)　由中子辐射产生的H<下标p>(10)；5)　由X、γ和中子辐射产生的H<下标p>(10)；6)　由X、γ和β辐射产生的H<下标p>(0.07)。本标准规定了剂量仪及其相关读出系统(如提供)的要求。本标准规定了上述剂量仪的一般特性、一般试验方法、辐射特性以及电气、机械、安全和环境特性。仅对相关读出系统规定了影响个人剂量当量读出准确性和报警设置的要求以及涉及读出器对剂量仪影响的要求。本标准在附录C中根据不同测量能力还规定了仪器的使用分类。本标准不包括对事故或应急剂量测定的特殊要求，尽管剂量仪可用于该目的。本标准不适用于测量脉冲辐射(例如：由大多数医用X射线诊断设备、直线加速器或类似设备产生的辐射)的剂量仪。

GB/T 13177-2008核电厂优先电源

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。

GB/T 13284.1-2008核电厂安全系统.第１部分：设计准则

GB/T 13284的本部分规定了核电厂安全系统动力源、仪表和控制部分低限度的功能和设计要求。为了符合本部分的规定，也对安全系统其他部分（见图1）提出了接口要求。本部分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。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，亦可参照使用。图2用3×3矩阵的形式说明本部分的范围，矩阵顶部一行的名称说明安全系统可以分为监测指令设备、执行装置和动力源三个通用单元，它们代表一组设备为很多独立的安全功能提供类似的功能特性。矩阵左边一列的名称说明安全系统可分为反应堆停堆系统和专设安全设施、辅助支持设施及其他辅助设施三个工作单元。图2同时给出了矩阵每一部分典型设备的例子，可以看出某些部件根据其用途可能分属于几个部分。

GB/T 13630-2015核电厂控制室设计

本标准规定了核电厂主控制室设计原则、主控制室功能设计方法及功能设计和人员配备的要求等，还规定了验证与确认控制室功能设计的程序。本标准适用于核电厂主控制室的设计。本标准不适用于专用的或无人值守的控制点，如：主控制室外的停堆操作点、放射性废物处理设施、应急响应设施等，也不适用于详细的设备设计。

GB/T 13632.2-2006监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求.第2部分:冷停堆期间监测仪表的要求

本部分规定了冷停堆期间堆芯充分冷却监测仪表的要求。 本部分适用于设计或改造配置类似于图1和图2所示的压水堆(以下简称PWR)时堆芯冷却监测仪表的设计。

GB/T 13632-1992监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求

本标准规定了在异常工况下测量和显示压水堆冷却剂参数的仪表的要求。 本标准适用于压水堆，涉及的范围如图1所示。

GB/T 14054-2013辐射防护仪器 能量在50 keV～7 MeV的Ｘ和γ辐射固定式剂量率仪、报警装置和监测仪

本标准适用于固定式剂量率仪、报警装置和监测仪,这些仪器用于防止或减轻放射性释放或燃料劣化使其保持在核动力厂(NPP)/核设施(NF)的设计基准之内,并在核动力厂/核设施出现或导致放射性释放或者人员受到辐射照射危险的事件期间或之后,对人员发出警告以保证其安全。按照IEC 61226:2009,设备分为“A”类、“B”类、“C”类或“无类别”。本标准涉及的设备用于各向同性地测量由能量范围在50 keV~7 MeV的X或7辐射产生的空气比释动能、周围剂量当量或其他照射量。设备主要用于辐射防护目的并可在获得或保持核动力厂安全中起辅助或间接作用。在本标准规定的范围内,仪器测量的有限能量范围至少覆盖80 keV~1.5 MeV。一般规定这类装置作为区域辐射监测仪。通常这些装置用于连续确定在辐射场可能随时间变化的工作区域(例如,核动力厂、粒子加速器、高放射性实验室、核燃料后处理厂)中的放射性状况,并在辐射场超出预定限值时提供报警。这些装置也用于与安全有关的保护系统中,例如,允许进入可能受辐射场照射区域的人员通道控制系统。本标准也为在脉冲辐射场使用的设备给出了指导,例如,测量由脉冲辐射或粒子加速器产生的辐射。由于本标准规定的大多数设备在脉冲辐射场中工作可能给出错误读数,所以这种指导十分重要。本标准涉及的装置至少包括:--探测器(例如,电离室、盖革-米勒计数管、闪烁计数器、半导体)装置;--测量装置可安装在中央控制盘上,并对报警装置和监测仪提供输出信号并能触发报警或紧急停堆/联锁电路的触点以达到辐射防护目的。本标准还适用于为特

GB/T 14546-2008核电厂直流电力系统设计推荐实施方法

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。

GB/T 15473-2011核电厂安全级静止式充电装置及逆变装置的质量鉴定

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。

GB/T 15474-2010核电厂安全重要仪表和控制功能分类

本标准规定了核电厂安全重要仪表和控制功能及实施该功能的系统和设备的分类方法，并确定了各类别在功能度、可靠性、性能、环境耐久性和抗震性能等方面的技术要求和质量保证要求。本标准适用于新建核电厂所有安全重要仪表和控制系统的设计。

GB/T 15761-19952×600MW压水堆核电厂核岛系统设计建造规范

本标准规定了电功率2×600MW压水堆核电厂核岛系统设计和建造的要求。 本标准适用于带钢衬里的预应力混凝土安全壳的2×600MW压水堆核电厂核岛系统的设计和建造。本规范仅提出系统的设计准则而不包括设计方法和设计数据。 其他的压水堆核电厂也可参照使用。

GB/T 22577-2008核电站用1E级电缆.通用要求

本标准规定了用于核电站的1E级电缆的类别、一般要求、质量鉴定规则、试验方法和需提交的文件。本标准适用于核电站用1E级电缆和电线，本标准也适用于核电站1E级设备内的电缆和电线。核电站用1E级电缆包括电力电缆、控制电缆、通信电缆、仪表电缆、热补偿电缆等种类。各种电缆其使用工况及功能特性各有区别，与电缆种类相关的核电站1E级特别要求由后续产品标准加以规定，本标准仅规定了核电站用1E级电缆的通用要求和基本的1E级质量鉴定要求。

GB/T 25738-2010核电厂电动机调试技术导则

本标准规定了核电厂高、低压交流异步电动机的调试方法、试验要求和判断标准。本标准适用于核电厂高、低压交流异步电动机的调试。