NB/T 20195-2012 压水堆核电厂堆芯热功率测量规程
本标准规定了压水堆核电厂堆芯热功率测量试验的原则、方法和基本要求。通过二回路的热平衡试验，精确测算核电厂堆芯热功率，保障反应堆的安全运行。本标准适用于压水堆核电厂堆芯热功率的测量试验。重水堆等其他堆型核电机组的堆芯热功率测量试验可参照本标准执行
Reactor thermal power measurement procedure for reactor core in pressurized water nuclear power plant
NB/T 20552-2019 压水堆核电厂堆芯临界硼 浓度监督
Supervision of critical boron concentration in core at pressurized water reactor nuclear power plants
GB/T 41140-2021 压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项分析准则
本文件规定了压水堆核电厂堆芯、乏燃料组件和燃料相关组件的辐射源项分析准则。 本文件适用于压水堆核电厂堆芯、乏燃料组件和燃料相关组件的辐射源项分析,其他堆型(如重水堆、高温气冷堆、快中子增殖堆等)参考使用。 本文件不适用于乏燃料的离堆贮存、运输、后处理、处置等情况
Analysis criterion for radiation source term of reactor core and spent fuel assembly in PWR nuclear power plant
T/SHDSGY 082-2022 压水堆核电厂堆芯物理分析与燃料管理软件系统
本文件规定了压水堆核电厂堆芯物理分析与燃料管理软件系统的术语和定义、系统架构、系统基本要求、系统功能要求、数据管理、系统安全要求。 本文件适用于版本号为 V1.0 基于浏览器/服务器模式(b/s 架构)的压水堆核电厂堆芯物理分析与燃料管理软件系统
Core physical analysis and fuel management software system for PWR nuclear power plant
EJ/T 816-1994 压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则
Design criteria for emergency core cooling pits in pressurized water reactor nuclear power plants
NB/T 20131-2012 压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则
本标准规定了压水堆核电厂在发生失水事故后用做长期再循环冷却水源用的安全壳地坑的设计原则和要求。 本标准适用于二代改进型压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑的设计，其它类型核电厂参考使用
Design criteria for emergency core cooling sump of pressurized water reactors nuclear power plants
NB/T 20261-2014 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则
本标准规定了二代改进型压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计的基本要求,包括该系统设计直接有关的运行、维修和试验要求,但不包括该系统设备的具体设计要求。本标准适用于二代改进型压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设计,其它同类型核电厂可参照执行
Design criteria for emergency core cooling system of pressurized water reactor nuclear power plants
EJ/T 332-1988 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则
Design criteria for emergency core cooling system of pressurized water reactor nuclear power plant
NB/T 20569-2019 压水堆核电厂非能动堆芯 冷却系统调试导则
Commissioning guidelines for passive core cooling system in pressurized water reactor nuclear power plants
NB/T 20064-2012 压水堆核电厂反应堆堆芯仪表系统安装和试验要求
本标准规定了压水堆核电厂反应堆堆芯仪表系统安装、检查与试验要求，主要包括堆芯仪表系统安装计划、安装与试验相关文件准备、安装与试验人员资格、安装前检查、安装过程检查及安装后的试验要求等，确保反应堆堆芯仪表系统安装与试验满足系统规定的功能和性能要求。 本标准适用于压水堆核电站堆芯仪表系统设备的安装和
Installation and test requirement of in-core instrumentation system in pressured water reator nuclear power plant
NB/T 20215-2013 压水堆核电厂用于堆芯中子注量率测量的可移动式微型裂变室型式试验
本标准规定了压水堆核电厂用于堆芯中子注量率测量的可移动式微型裂变室实施型式试验鉴定的基本要求,并详述了型式试验的基本原理、方法和程序。本标准适用于压水堆核电厂可移动式堆芯中子注量率测量系统的测量设备鉴定过程,不适用于自给能探测器、活化球等设备的鉴定过程
Type test of movable micro-fission chamber for pressurized water reactor nuclear power plants in-core neutron flux measurement
NB/T 20560.1-2021 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第1部分：总则
Filter design and performance evaluation for emergency core cooling system of pressurized water reactor nuclear power plant Part 1: General principles
NB/T 20435-2017 压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验
Pressurized water reactor nuclear power plant reactor commissioning starts core physical test
EJ/T 493-1989 三十万千瓦压水堆核电厂 反应堆堆芯中子通量测量系统管系设计规定
300MW PWR Nuclear Power Plant Reactor Core Neutron Flux Measurement System Piping Design Regulations
NB/T 20057.1-2012 压水堆核电厂反应堆系统设计.堆芯.第1部分：核设计
本部分规定了压水堆核电厂反应堆堆芯核设计的基本要求。 本部分适用于压水堆核电厂反应堆堆芯的核设计
Pressurized water reactor nuclear power plants reactor system design.Core.Part 1: Nuclear design
NB/T 20195-2012 压水堆核电厂堆芯热功率测量规程
本标准规定了压水堆核电厂堆芯热功率测量试验的原则、方法和基本要求。通过二回路的热平衡试验，精确测算核电厂堆芯热功率，保障反应堆的安全运行。本标准适用于压水堆核电厂堆芯热功率的测量试验。重水堆等其他堆型核电机组的堆芯热功率测量试验可参照本标准执行
Reactor thermal power measurement procedure for reactor core in pressurized water nuclear power plant
NB/T 20552-2019 压水堆核电厂堆芯临界硼 浓度监督
Supervision of critical boron concentration in core at pressurized water reactor nuclear power plants
GB/T 41140-2021 压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项分析准则
本文件规定了压水堆核电厂堆芯、乏燃料组件和燃料相关组件的辐射源项分析准则。 本文件适用于压水堆核电厂堆芯、乏燃料组件和燃料相关组件的辐射源项分析,其他堆型(如重水堆、高温气冷堆、快中子增殖堆等)参考使用。 本文件不适用于乏燃料的离堆贮存、运输、后处理、处置等情况
Analysis criterion for radiation source term of reactor core and spent fuel assembly in PWR nuclear power plant
T/SHDSGY 082-2022 压水堆核电厂堆芯物理分析与燃料管理软件系统
本文件规定了压水堆核电厂堆芯物理分析与燃料管理软件系统的术语和定义、系统架构、系统基本要求、系统功能要求、数据管理、系统安全要求。 本文件适用于版本号为 V1.0 基于浏览器/服务器模式(b/s 架构)的压水堆核电厂堆芯物理分析与燃料管理软件系统
Core physical analysis and fuel management software system for PWR nuclear power plant
EJ/T 816-1994 压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则
Design criteria for emergency core cooling pits in pressurized water reactor nuclear power plants
NB/T 20131-2012 压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则
本标准规定了压水堆核电厂在发生失水事故后用做长期再循环冷却水源用的安全壳地坑的设计原则和要求。 本标准适用于二代改进型压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑的设计，其它类型核电厂参考使用
Design criteria for emergency core cooling sump of pressurized water reactors nuclear power plants
NB/T 20261-2014 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则
本标准规定了二代改进型压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计的基本要求,包括该系统设计直接有关的运行、维修和试验要求,但不包括该系统设备的具体设计要求。本标准适用于二代改进型压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设计,其它同类型核电厂可参照执行
Design criteria for emergency core cooling system of pressurized water reactor nuclear power plants
EJ/T 332-1988 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则
Design criteria for emergency core cooling system of pressurized water reactor nuclear power plant
NB/T 20569-2019 压水堆核电厂非能动堆芯 冷却系统调试导则
Commissioning guidelines for passive core cooling system in pressurized water reactor nuclear power plants
NB/T 20064-2012 压水堆核电厂反应堆堆芯仪表系统安装和试验要求
本标准规定了压水堆核电厂反应堆堆芯仪表系统安装、检查与试验要求，主要包括堆芯仪表系统安装计划、安装与试验相关文件准备、安装与试验人员资格、安装前检查、安装过程检查及安装后的试验要求等，确保反应堆堆芯仪表系统安装与试验满足系统规定的功能和性能要求。 本标准适用于压水堆核电站堆芯仪表系统设备的安装和
Installation and test requirement of in-core instrumentation system in pressured water reator nuclear power plant
NB/T 20215-2013 压水堆核电厂用于堆芯中子注量率测量的可移动式微型裂变室型式试验
本标准规定了压水堆核电厂用于堆芯中子注量率测量的可移动式微型裂变室实施型式试验鉴定的基本要求,并详述了型式试验的基本原理、方法和程序。本标准适用于压水堆核电厂可移动式堆芯中子注量率测量系统的测量设备鉴定过程,不适用于自给能探测器、活化球等设备的鉴定过程
Type test of movable micro-fission chamber for pressurized water reactor nuclear power plants in-core neutron flux measurement
NB/T 20560.1-2021 压水堆核电厂应急堆芯冷却系统过滤器设计和性能评价 第1部分：总则
Filter design and performance evaluation for emergency core cooling system of pressurized water reactor nuclear power plant Part 1: General principles
NB/T 20435-2017 压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验
Pressurized water reactor nuclear power plant reactor commissioning starts core physical test
EJ/T 493-1989 三十万千瓦压水堆核电厂 反应堆堆芯中子通量测量系统管系设计规定
300MW PWR Nuclear Power Plant Reactor Core Neutron Flux Measurement System Piping Design Regulations
NB/T 20057.1-2012 压水堆核电厂反应堆系统设计.堆芯.第1部分：核设计
本部分规定了压水堆核电厂反应堆堆芯核设计的基本要求。 本部分适用于压水堆核电厂反应堆堆芯的核设计
Pressurized water reactor nuclear power plants reactor system design.Core.Part 1: Nuclear design
编辑：北检院编辑部
