堆芯温度探测器检测

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GB/T 2900.97-2016电工术语 核仪器:物理现象、基本概念、仪器、系统、设备和探测器

本部分规定了核仪器技术领域用术语和定义。本部分适用于涉及核仪器：物理现象、基本概念、仪器、系统、设备和探测器技术领域。

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 4960.9-2013核科学技术术语.第9部分：磁约束核聚变

GB/T 4960的本部分规定了磁约束核聚变领域常用的术语及其定义。本部分适用于磁约束核聚变领域内编写标准和技术文件、翻译文献及国内外技术交流等。

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 8995-2008核反应堆中子注量率测量堆芯仪表

本标准规定了核反应堆中子注量率测量堆芯仪表的设计原则和要求。本标准适用于在线堆芯中子探测器及为反应堆的安全重要目的（保护、信息或控制）所设计的堆芯中子注量率测量部件和仪表。常用的探测器是直流电离室、裂变电离室和自给能中子探测器。

GB/T 10263-2006核辐射探测器环境条件与试验方法

本标准规定了核辐射探测器的应用环境条件及其严酷等级和环境参数，并给出了相应的试验方法。 本标准适用于核辐射探测器和探测器部件(以下统称探测器)。 本标准不适用于探测器外部火灾、爆炸和其他意外事故所造成的环境条件。

GB/T 12789.1-1991核反应堆仪表准则 第1部分:一般原则

本标准规定了核反应堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的一般原则。本标准给出一般反应堆仪表的设计指南和实施导则。对特定堆型的仪表在其他标准中另有规定。 本标准适用于与反应堆整体安全和有效控制有直接关系的仪表。

GB/T 12789.2-1991核反应堆仪表准则 第2部分:压水堆

本标准规定了压水堆仪表及其应用的一般原则。关于核电厂（压水堆）事故监测仪表的完整要求，另有标准规定。 本标准适用于压水堆（PWR）仪表。压水堆具有以下特点： a.加压轻水冷却剂作为慢化剂，并且在反应堆压力容器内不发生明显的沸腾。驱动汽轮机的蒸汽在蒸汽发生器中产生； b.燃料和一次冷却剂被包容在一个高度完整的壳体（一回路冷却剂压力边界）内，这壳体通常又被包容在一个高度完整的安全壳结构内； c.固体陶瓷燃料封装在金属包壳内； d.燃料、慢化剂、反射层的几何形状固定； e.通过远距离驱动的机构移动堆芯控制部件，实现反应性的操作控制； f.有时应用固定安置的中子吸收材料和（或）缓慢改变溶解于慢化剂中中子吸收材料的浓度来实现辅助的反应性操作控制。

GB/T 12789.3-1992核反应堆仪表准则 第3部分:高温气冷反应堆

本标准规定了高温气冷堆的仪表准则。 本标准适用于间接循环的高温气冷动力反应堆，在这类反应堆中，反应堆一次冷却剂是高压氦气，通过石墨慢化堆芯和蒸汽发生器循环，蒸汽发生器产生的蒸汽送给主汽轮发电机组或其它辅助设备。这类反应堆的浓缩燃料是铀的化合物，通常用石墨、陶瓷或其它耐高温的非金属材料包覆。

GB/T 12789.4-1994核反应堆仪表准则 第4部分:液态金属冷却快堆

本标准作为GB12789.1-91《核反应堆仪表准则第一部分：一般原则》的补充，规定了快堆仪表及其应用的一般原则。 本标准适用于一次冷却剂是钠或钠，钾合金的液态金属冷却快堆及其他在堆上用这些液态金属作冷却剂的回路系统。 本标准不适用于不用液态金属做冷却剂的三回路系统。

GB/T 13160-1991轻水堆核电厂辐射屏蔽检测大纲

本标准规定了轻水堆核电厂辐射屏蔽检测大纲的一般原则，必须的辐射检测项目以及对所使用的辐射测量仪器的一般要求。 本标准适用于各种陆地固定式轻水堆核电厂，对于核供热厂亦可参照使用。

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 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 29308-2012核电厂安全重要仪表和控制系统老化管理要求

本标准规定了核电厂安全重要仪表和控制（I&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。

GB/T 29789-2013辐射防护仪器 放射性惰性气体取样和监测设备

本标准适用于对工作场所、排放到环境中的气态排出流以及环境本身的放射性惰性气体进行取样和连续测量的设备。规定的监测是一种连续和实时的测量过程。本标准包括取样过程或用于回顾性实验室分析的样品获取过程。本标准的目的是建立必需的一般要求并给出用于放射性惰性气体取样和监测可行方法及设备的实例。本标准是对现行标准GB/T 7165.3-2008的完整扩充,后者仅适用于气态排出流中固定安装的可携式和可移动式的放射性惰性气体取样和监测设备,而本标准扩大覆盖面以包括监测放射性惰性气体可能造成放射性危害的所有场合。设备设计成在正常运行工况以及在应急工况(包括事故期间和事故后)下工作。根据应急工况的特性,可能需要安装专门用于正常运行工况设计的设备和专门用于应急工况设计的其他设备。本标准适用于提供下述功能的放射性惰性气体取样器和监测仪:--在工作场所、排放点的气态排出流以及环境中测量放射性惰性气体的体积活度及其随时间变化;--在正常运行工况期间以及在应急工况下(包括事故期间和事故后)进行测量;--当超过预置体积活度或浓度或预置总排放活度时,启动报警;--确定在给定时间范围内排放的气体总活度和(或)提供不同排放气体混合物的组成信息;--含有惰性气体的空气或气体取样和回顾性分析。含有同位素<上标219>Rn、<上标220>Rn和<上标222>Rn的氡是天然产生的放射性惰性气体,本标准不考虑对其进行测量。氡及其子体的存在可能明显干扰本标准涉及的惰性气体的正确测量。本标准规定了设备的一般特性、一般试验方法、机械特性、电气和电子特性、辐射特性

GB/T 30150-2013辐射防护仪器 气载氚监测设备

本标准规定了一般特性、一般试验方法、机械特性、电气和电子特性、辐射特性、安全特性和环境特性以及设备的正确鉴定和合格证书。如果设备作为核设施辐射连续监测中央控制系统的一部分,可能要有与那些系统有关的其他标准的附加要求。本标准适用于对工作场所、排放到环境中的气态排出流以及环境本身的氚进行取样和连续测量的设备,并适用于固定式、便携式和移动式设备。本标准的目的是建立必需的一般要求,并给出用于气载氚连续监测和/或取样的可行方法及设备的实例。本标准是对现行标准IEC 60761-5的完整扩充,后者仅适用于气态排出流中氚的取样和监测设备,而本标准扩大覆盖面以包括监测氚可能造成放射性危害的所有场合。设备设计成在正常运行工况以及在应急工况(包括事故期间和事故后)下工作。根据应急工况的特性,可能需要安装专门用于正常运行工况设计的设备和专门用于应急工况设计的其他设备。本标准适用于提供下述功能的氚取样器和氚监测仪:--在工作场所、排放点的气态排出流以及环境中测量氚的体积活度及其随时间变化;--当超过预置氚的体积活度或浓度或者预置氚的总排放活度时,启动报警;--确定在给定时间范围内氚的总排放活度;--含有氚的空气或气体取样和分析。

GB/T 35730-2017非能动安全系统压水堆核电厂总设计要求

本标准规定了非能动安全系统压水堆核电厂(以下简称“非能动核电厂”)设计过程中应满足的设计目标，以及为实现设计目标而需遵循的设计原则、总体设计准则和设计准则。本标准适用于非能动核电厂的设计。

GB/T 36041-2018压水堆核电厂安全重要变量监测准则

本标准规定了压水堆核电厂安全重要变量的确定原则和监测仪表的布置、特性、鉴定等的基本要求。本标准适用于压水堆核电厂安全重要监测系统的设计。革新型压水堆核电厂可参照使用。

NB/T 20027-2010核电厂主控制室的报警功能与显示

本标准确立了核电厂主控制室报警系统功能设计的基本原则。本标准适用于核电厂主控制室报警功能和报警显示的设计。本标准不适用于核电厂火灾报警系统、安全报警系统等特定报警系统的设计。