核燃料次临界度检测

本专题涉及核燃料次临界度的标准有370条。

国际标准分类中，核燃料次临界度涉及到金属材料试验、核能工程、有色金属、有色金属产品、废物、辐射防护、词汇、管道部件和管道、辐射测量、长度和角度测量、计量学和测量综合、燃气轮机和蒸汽轮机、蒸汽机、环境保护、分析化学、职业安全、工业卫生、字符符号。

在中国标准分类中，核燃料次临界度涉及到金属无损检验方法、核材料、核燃料综合、核燃料元件及其分析试验方法、核材料、核燃料及其分析试验方法、环境辐射防护与核医学防护、、、核电厂核岛、核材料、核燃料生产、处理设备和设施、辐射防护与监测综合、放射性三废处理、锅炉及其辅助设备、压力容器、核反应堆综合、长度计量、综合技术、放射源、燃气轮机及其辅助设备、稀有高熔点金属及其合金、汽轮机及其辅助设备、金属理化性能试验方法综合、核反应堆与核电厂核岛设备、数据加密、研究试验堆、辐射防护监测与评价、卫生、安全、劳动保护、标志、包装、运输、贮存、基础标准与通用方法、粉末冶金材料与制品、天文学、辐射防护仪器、技术管理、、核设施的辐射安全、重金属及其合金、无机化工原料综合。

国家市场监督管理总局、中国国家标准化管理委员会，关于核燃料次临界度的标准

GB/T 40101-2021 压水堆核燃料组件和相关组件用不锈钢棒、板、锻件超声波检测方法

国家质检总局，关于核燃料次临界度的标准

GB/T 4960.3-2010 核科学技术术语 第3部分：核燃料与核燃料循环

GB/T 13368-2008 微型中子源反应堆核燃料棒技术条件

GB/T 11809-1998 压水堆核燃料棒焊缝金相检验

GB/T 4960.3-1996 核科学技术术语 核燃料与核燃料循环

GB/T 15444-1995 铀加工及核燃料制造设施流出物的放射性活度监测规定

GB/T 15147-1994 核燃料组件零部件的渗透检验方法

GB/T 13695-1992 核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值

GB/T 13368-1992 微型中子源反应堆核燃料棒技术条件

GB/T 12713-1991 核燃料组件标识符号规则

GB/T 11925-1989 压水堆核燃料棒设计导则

中华人民共和国环境保护部，关于核燃料次临界度的标准

GB/T 15444-95 铀加工及核燃料制造设施流出物的放射性活度监测规定

GB 13695-92 核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值

HJ 844-2017 核燃料循环设施应急相关参数

美国材料与试验协会，关于核燃料次临界度的标准

ASTM C1128-23 核燃料循环材料分析用工作参考材料的制备标准指南

ASTM B353-12(2022)e1 核设施（核燃料包壳除外）用锻造锆及锆合金无缝管和焊接管标准规范

ASTM C1553-21 乏核燃料干燥的标准指南

ASTM C1682-21 支持临时贮存、运输和地质处置库处置的乏核燃料特性的标准指南

ASTM C1431-99(2018) 支持储存库处置的铝基乏核燃料腐蚀试验的标准指南

ASTM C1562-10(2018) 临时核燃料干燥储存系统延长使用材料评估标准指南

ASTM C1156-18 用于分析核燃料循环材料的测量方法校准的标准指南

ASTM C1297-18 核燃料循环材料分析用实验室分析员资格的标准指南

ASTM C1128-18 核燃料循环材料分析用工作参照物准备指南

ASTM C1682-17 支持中期储存 运输和地质资源库处置的废核燃料表征标准指南

ASTM B353-12(2017) 用于核服务的锻锆和锆合金无缝和焊接管的标准规范（核燃料包层除外）

ASTM C1682-2017 支持临池储存, 运输和地质库处置的废核燃料特性描述的标准指南

ASTM C1553-16 废核燃料干燥行为标准指南

ASTM C1769-15 用于分析核燃料以确定所选同位素并估计燃料燃耗的标准实践

ASTM C1128-15 核燃料循环材料分析用工作参照物准备指南

ASTM C1128-2015 核燃料循环材料分析用操作参考材料制备的标准指南

ASTM C1769-2015 为测定选定同位素以及评估燃料燃耗的废核燃料分析的标准实施规程

ASTM C1062-00(2014) 核燃料溶解设施的设计、制造和安装的标准指南

ASTM B353-12 用于核服务的锻锆和锆合金无缝和焊接管的标准规范（核燃料包层除外）

ASTM B353-2012 核设施(核燃料包壳除外)用锻制锆及锆合金无缝与焊接管的标准规格

ASTM C1156-03(2011) 用于分析核燃料循环材料的测量方法校准的标准指南

ASTM C1297-03(2011) 核燃料循环材料分析用实验室分析员资格的标准指南

ASTM C1431-99(2010)e1 支持储存库处置的铝基乏核燃料腐蚀试验的标准指南

ASTM C1562-10 临时核燃料干燥储存系统延长使用材料评估标准指南

ASTM C1562-2010 临时废核燃料干燥储存系统长期运行过程中使用的材料的评估的标准指南

ASTM C1682-09 废弃核燃料表征支持地质资源库处置的标准指南

ASTM C1062-00(2008) 核燃料溶解设施的设计、制造和安装的标准指南

ASTM C1128-01(2008) 核燃料循环材料分析用工作参照物准备指南

ASTM C1553-08 废核燃料干燥行为标准指南

ASTM E692-2008 用高分辨率γ射线光谱分析法对照射过的核燃料中的铯137的标准试验方法

ASTM B353-07 用于核服务的锻锆和锆合金无缝和焊接管的标准规范（核燃料包层除外）

ASTM C1454-2007 支持金属铀废核燃料自燃性分析的自燃性/易燃性测试用标准指南

ASTM B353-2007 核设施(核燃料覆层除外)用锻制锆及锆合金无缝与焊接管的标准规范

ASTM C1431-99(2005) 支持储存库处置的铝基乏核燃料腐蚀试验的标准指南

ASTM C1297-03 核燃料循环材料分析用实验室分析员资格的标准指南

ASTM C1156-03 用于分析核燃料循环材料的测量方法校准的标准指南

ASTM C1562-03e2 临时核燃料干燥储存系统延长使用材料评估标准指南

ASTM C1562-03 临时核燃料干燥储存系统延长使用材料评估标准指南

ASTM C1562-03e1 临时核燃料干燥储存系统延长使用材料评估标准指南

ASTM C1297-2003 核燃料循环材料分析用实验室分析法的鉴定标准指南

ASTM C1297-2003(2011) 核燃料循环材料分析用实验室分析法的鉴定标准指南

ASTM C1562-2003 长期用临时核燃料干燥储藏系统的材料评估标准指南

ASTM C1156-2003(2011) 用于分析核燃料循环材料的测量方法用校准方法的确定的标准指南

ASTM C1562-2003e1 长期用临时核燃料干燥储藏系统的材料评估标准指南

ASTM C1562-2003e2 长期用临时核燃料干燥储藏系统的材料评估标准指南

ASTM C1156-2003 用于分析核燃料循环材料的测量方法用校准方法的确定的标准指南

ASTM B353-02 用于核服务的锻锆和锆合金无缝和焊接管的标准规范（核燃料包层除外）

ASTM B353-2002 核设施(核燃料包壳除外)用锻制的锆及锆合金无缝与焊接管标准规范

ASTM B353-01 用于核服务的锻锆和锆合金无缝和焊接管的标准规范（核燃料包层除外）

ASTM B353-00 用于核服务的锻锆和锆合金无缝和焊接管的标准规范（核燃料包层除外）

ASTM B353-01e1 用于核服务的锻锆和锆合金无缝和焊接管的标准规范（核燃料包层除外）

ASTM C1128-95e1 核燃料循环材料分析用工作标准物质制备的标准指南

ASTM C1128-01 核燃料循环材料分析用工作标准物质制备的标准指南

ASTM C1128-2001(2008) 核燃料循环材料分析用操作参考材料的制备的标准指南

ASTM C1128-2001 核燃料循环材料分析用操作参考材料制备的标准指南

ASTM C1062-00 核燃料溶解设施的设计、制造和安装的标准指南

ASTM E692-00 用高分辨率γ射线光谱分析法测定辐照核燃料中铯-137含量的标准试验方法

ASTM C1454-00 支持金属铀乏核燃料自燃性分析的自燃性/燃烧性试验的标准指南

ASTM C1062-2000(2008) 核燃料溶解装置的设计、制造和安装的标准指南

ASTM C1062-2000 核燃料溶解装置的设计、制造和安装标准指南

ASTM C1454-2000 通过对燃烧核燃料的金属铀的自燃分析进行自燃/易燃性试验的标准指南

ASTM C1062-2000(2014) 核燃料溶解设施的设计, 制造和安装标准指南

ASTM E692-2000 用高分辨率γ射线光谱分析法对照射过的核燃料中的铯137的标准试验方法

ASTM C1431-99 支持储存库处置的铝基乏核燃料腐蚀试验的标准指南

ASTM C1431-1999 维护容器清理用铝基废核燃料腐蚀检验的标准导则

ASTM C1431-1999(2010)e1 维护容器清理用铝基废核燃料腐蚀检验的标准指南

ASTM C1431-1999(2005) 维护容器清理用铝基废核燃料腐蚀检验的标准导则

ASTM C1156-95e1 用于分析核燃料循环材料的测量方法校准的标准指南

ASTM C1297-95e1 核燃料循环材料分析用实验室分析员资格的标准指南

ASTM C1297-1995e1 核燃料循环材料分析用实验室的定量分析法的标准导则

ASTM C1156-1995e1 制定分析核燃料循环材料用测量方法的标准指南

ASTM C1128-1995e1 核燃料循环材料分析用操作参考材料制备的标准指南

ASTM E320-79(1990)e1 用放射化学分析法测定核燃料溶液中铯-137的试验方法

ASTM C1011-83 核燃料循环用无电极电导仪的选择或规范的标准指南（1996年撤销）

国际标准化组织，关于核燃料次临界度的标准

ISO 7097-2-2022 核燃料技术.溶液、六氟化铀和固体中铀的测定.第2部分:铁（II）还原/铈（IV）氧化滴定法

ISO 10645-2022 核能.轻水反应堆.非循环核燃料中的衰变热功率

ISO 10645:2022 核能.轻水反应堆.非循环核燃料中的衰变热功率

ISO 24459-2021 L-吸收边光谱法测定核燃料循环样品中的铀含量

ISO 22946-2020 核临界安全.不包括辐照和非辐照核燃料的固体废物

ISO 8299-2019 核燃料技术 - 通过热电离质谱法测定硝酸溶液中核材料的同位素和元素铀浓度和钚浓度

ISO 9463-2019 核能 - 核燃料技术 - 分光光度法测定硝酸溶液中的钚

ISO 18256-1-2019 核燃料技术.含二氧化钚材料的溶解.第1部分:二氧化钚粉末的溶解

ISO 16793:2018 核燃料技术 - 用于微观结构检查的UO2烧结颗粒的陶瓷制备指南

ISO 12800-2017 核燃料技术.氧化铀粉末比表面积的BET测量方法指南

ISO 12800-2017 核燃料技术.氧化铀粉末比表面积的BET测量方法指南

ISO 22765:2016 核燃料技术 - 烧结（U Pu）O2颗粒 - 陶瓷制备用于显微组织检查的指导

ISO 22765-2016 核燃料技术. (U,Pu)O2烧结芯块. 微观结构检验的陶瓷相准备指南

ISO 22765-2016 核燃料技术. (U,Pu)O2烧结芯块. 微观结构检验的陶瓷相准备指南

ISO 12183:2016 核燃料技术 - 钚的控制电位库仑法测定

ISO 12183-2016 核燃料技术.钚的控制电势库仑法分析

ISO 12749-3:2015 核能 核技术和放射防护词汇第3部分:核燃料循环

ISO 12749-3-2015 核能, 核技术以及放射防护. 词汇. 第3部分: 核燃料循环

ISO 15366-1-2014 核燃料技术. 采用溶剂萃取色谱法对同位素和同位素稀释分析用的硝酸溶液进行铀和钚的化学分离和纯化. 第1部分: 微克范围内含钚的样品和毫克范围内含铀的样品

ISO 15366-2-2014 核燃料技术. 采用溶剂萃取色谱法对同位素和同位素稀释分析用的硝酸溶液进行铀和钚的化学分离和纯化. 第2部分: 纳克及以下范围内含钚和铀的样品

ISO 15366-1:2014 核燃料技术 - 通过溶剂萃取色谱法对硝酸溶液中的铀和钚进行同位素和同位素稀释分析的化学分离和纯化 - 第1部分:在毫微米范围内的微量范围和铀中含有钚的样品

ISO 15366-2:2014 核燃料技术 - 通过溶剂萃取色谱法对硝酸溶液中的铀和钚进行同位素和同位素稀释分析的化学分离和纯化 - 第2部分:纳米级和以下的钚和铀样品

ISO 8300:2013 核燃料技术——核级质量的二氧化钚中钚含量的测定——重量法

ISO 16966:2013 核能——核燃料技术——核反应堆活性废物放射性评价的理论活化计算方法

ISO 16966-2013 核能.核燃料技术.评估核反应堆产生的活性废物放射性的理论激活计算方法

ISO 8425-2013 核燃料技术.纯硝酸钚溶液中钚的测定.重量法

ISO 8300-2013 核燃料技术.核级二氧化钚中钚含量的测定.重量法

ISO 8425:2013 核燃料技术——纯硝酸钚溶液中钚的测定——重量法

ISO 26062-2010 核技术.核燃料.使用电感耦合等离子体质谱法测量铀和钚基础材料中杂质元素的规程

ISO 26062:2010 核技术——核燃料——用电感耦合等离子体质谱法测量铀和钚基材料中元素杂质的程序

ISO 9463:2009 核能——核燃料技术——分光光度法测定硝酸溶液中的钚

ISO 9463-2009 核能.核燃料技术.分光光度法测定硝酸溶液中的钚

ISO 13465:2009 核能——核燃料技术——分光光度法测定硝酸溶液中镎

ISO 13465-2009 核能.核燃料技术.用分光光度测定法测定硝酸溶液中的镎

ISO 18213-3-2009 核燃料技术.核材料衡算用容器校准和体积测定.第3部分:统计方法

ISO 18213-3:2009 核燃料技术——核材料衡算的储罐校准和容积测定第3部分:统计方法

ISO 21484:2008 核燃料技术——MOX颗粒中O/M比的测定——重量法

ISO 21484-2008 核燃料技术.MOX芯块中O/M比率的测定.重量分析法

ISO 18213-4-2008 核燃料技术.核材料衡算用容器校准和体积测定.第4部分:装备汲取管的衡算容器中液体高度的精确测定、低速起泡率

ISO 18213-6-2008 核燃料技术.核材料衡算用容器校准和体积测定.第6部分:装备有汲取管的衡算容器中液体精确密度的容器内测定

ISO 18213-5-2008 核燃料技术.核材料衡算用容器校准和体积测定.第5部分:装备汲取管的衡算容器中液体高度的精确测定、快速起泡率

ISO 18213-4:2008 核燃料技术——核材料衡算的储罐校准和容积测定第4部分:配备汲取管的衡算罐中液体高度的精确测定 缓慢的起泡速率

ISO 18213-5:2008 核燃料技术——核材料衡算的储罐校准和容积测定第5部分:配备汲取管的衡算罐中液体高度的准确测定 快速起泡率

ISO 18213-6:2008 核燃料技术——核材料衡算的储罐校准和容积测定第6部分:配备汲取管的衡算储罐中液体密度的准确罐内测定

ISO 18213-2-2007 核燃料技术.核材料衡算用容器校准和体积测定.第2部分:容器校准数据的标准化

ISO 18213-1-2007 核燃料技术.核材料衡算用容器校准和体积测定.第1部分:程序综述

ISO 18213-1:2007 核燃料技术——核材料衡算的储罐校准和容积测定第1部分:程序概述

ISO 18213-2:2007 核燃料技术——核材料衡算的储罐校准和容积测定第2部分:储罐校准的数据标准化

ISO 21847-3-2007 核燃料技术.α光谱测定法.第3部分:铀及其化合物中铀232的测定

ISO 21847-2-2007 核燃料技术.α光谱测定法.第2部分:铀及其化合物中钚的测定

ISO 21847-1-2007 核燃料技术.α光谱测定法.第1部分:铀及其化合物中镎的测定

ISO 21847-3:2007 核燃料技术——α光谱法第3部分:铀及其化合物中铀的测定

ISO 21847-2:2007 核燃料技术——α光谱法第2部分:铀及其化合物中钚的测定

ISO 21847-1:2007 核燃料技术——α光谱法第1部分:铀及其化合物中镎的测定

ISO 21238:2007 核能——核燃料技术——确定核电厂产生的中低水平放射性废物包放射性的比例因子法

ISO 21238-2007 核能.核燃料技术.测定核电厂产生的低和中级放射性废物包放射性的换算因子法

ISO 8299:2005 核燃料技术——用热电离质谱法测定硝酸溶液中核材料的同位素和元素铀和钚浓度

ISO 16793:2005 核燃料技术——微观结构检验用UO2烧结颗粒的陶瓷制备指南

ISO 12183-2005 核燃料技术.钚的控制电势库仑法分析

ISO 8299-2005 核燃料技术.热电离质谱法测定硝酸溶液中核物质的同位素和元素铀和钚的浓度

ISO 16793-2005 核燃料技术.微观结构检查用烧结的二氧化铀丸状材料的陶瓷相准备指南

ISO 11483:2005 核燃料技术——钚源的制备及α光谱法测定238Pu/239Pu同位素比值

ISO 11483-2005 核燃料技术.钚源的制备以及利用α谱仪测定238Pu/239Pu同位素比值

ISO 14943-2004 核燃料技术.核临界安全的相关管理标准

ISO 14943:2004 核燃料技术——与核临界安全相关的管理标准

ISO 12795-2004 核燃料技术.二氧化铀粉末和小球.带杂质修正的重量分析法测定铀和氧/铀比率

ISO 12795:2004 核燃料技术——二氧化铀粉末和颗粒——杂质校正重量法测定铀及氧铀比

ISO 7097-2:2004 核燃料技术——溶液、六氟化铀和solidsPart 2中铀的测定:铁（II）还原/铈（IV）氧化滴定法

ISO 7097-1:2004 核燃料技术——溶液、六氟化铀和solidsPart 1中铀的测定:铁（II）还原/重铬酸钾氧化滴定法

ISO 7097-2-2004 核燃料技术.溶液、六氟化铀和固体中铀的测定.第2部分:铁(II)还原/铈(IV)氧化滴定法

ISO 7097-1-2004 核燃料技术.溶液、六氟化铀和固体中铀的测定.第1部分:铁(II)还原/重铬酸钾氧化滴定法

ISO 10981:2004 核燃料技术——后处理厂溶解液中铀的测定——液相色谱法

ISO 10981-2004 核燃料技术.后处理厂溶解器溶液中铀的测定.液相色谱法

ISO 12800-2003 核燃料技术.氧化铀粉末比表面积的BET测量方法指南

ISO 12800:2003 核燃料技术——用BET法测量氧化铀粉末比表面积的指南

ISO 7476:2003 核燃料技术——核级硝酸铀酰溶液中铀的测定——重量法

ISO 7476-2003 核燃料技术.核级硝酸铀酰溶液中铀的测定.重量法

ISO 8298:2000 核燃料技术——硝酸溶液中钚毫克量的测定——铈（IV）氧化铁（II）还原后重铬酸钾电位滴定法

ISO 8298-2000 核燃料技术 硝酸溶液中毫克量钚的测定 铈(Ⅳ)氧化和铁Ⅱ还原后用重铬酸钾电位滴定法

ISO 11482-1993 核燃料后处理厂二氧化钚取样导则

ISO 10645:1992 核能——轻水反应堆——核燃料衰变热功率的计算

ISO 10645-1992 核能 轻水反应堆 核燃料衰变热功率的计算

中国团体标准，关于核燃料次临界度的标准

T/CSTM 00844-2022 核燃料组件用GH4169H合金冷轧薄带

T/BSRS 010-2020 核与辐射应急数据交换标准 第3部分：核燃料循环设施数据

T/BSRS 003-2019 核燃料循环设施营运单位场内核事故应急预案的格式与内容

德国标准化学会，关于核燃料次临界度的标准

DIN EN ISO 16793-2021 核燃料技术. 微观结构检查用烧结的二氧化铀丸状材料的陶瓷相准备指南(ISO 16793-2018); 英文版本EN ISO 16793-2021

DIN EN ISO 8299-2021 核燃料技术. 用热电离质谱法测定硝酸溶液中核材料的同位素, 元素铀和钚的浓度(ISO 8299-2019); 英文版本EN ISO 8299-2021

DIN EN ISO 9463-2021 核能. 核燃料技术. 通过分光光度法测定硝酸溶液中的钚(ISO 9463-2019); 德文版本EN ISO 9463-2021

DIN EN ISO 18256-2-2021 核燃料技术. 含有二氧化钚的材料的溶解. 第2部分: 混合氧化物(MOX)颗粒和粉末的溶解(ISO 18256-2-2019); 英文版本EN ISO 18256-2-2021

DIN EN ISO 18256-1-2021 核燃料技术. 含有二氧化钚的材料的溶解. 第1部分: 二氧化钚粉末的溶解(ISO 18256-1-2019); 英文版本EN ISO 18256-1-2021

DIN EN ISO 15366-2-2016 核燃料技术.采用溶剂萃取色谱法对同位素和同位素稀释分析用的硝酸溶液进行铀和钚的化学分离和纯化.第2部分:纳克及以下范围内含钚和铀的样品(ISO 15366-2-2014).德文版本EN ISO 15366-2-2016

DIN EN ISO 15366-1-2016 核燃料技术.采用溶剂萃取色谱法对同位素和同位素稀释分析用的硝酸溶液进行铀和钚的化学分离和纯化.第1部分:微克范围内含钚的样品和毫克范围内含铀的样品(ISO 15366-1-2014).德文版本EN ISO 15366-1-2016

DIN 25463-2-2014 核能轻水反应堆核燃料衰变功率的计算. 第2部分: 压水反应堆用铀, 钚混合氧化物(MOX)核燃料

DIN 25463-1-2014 轻水反应堆核燃料衰变热功率的计算.第1部分:压水反应堆的氧化铀核燃料

DIN 25472-2012 核燃料丢弃的最终处置的临界安全性

DIN 25463-2-2008 轻水反应堆的核燃料衰变功率的计算.第2部分:压水反应堆用铀、钚混合氧化物(MOX)

DIN 25401-5-2002 核技术术语定义.第5部分:核燃料技术

DIN 25403-5-2000 处理和搬运核燃料时的临界安全性.第5部分:239二氧化钚-轻水混合物的临界数据

DIN 25403-3-2000 处理和搬运核燃料时的临界安全性.第3部分:钚239金属-轻水混合物的临界数据

DIN 25403-6-2000 处理和搬运核燃料时的临界安全性.第6部分:钚239硝酸盐-轻水混合物的临界数据

DIN 25403 Bb.1-1997 核燃料处理和搬运临界安全.说明

DIN 25403-7-1996 核燃料处理和装运临界安全性.水中低浓缩二氧化铀栅棒的临界数据

DIN 25711-1996 α光谱分析测定含铀核燃料溶液中铀235同位素含量

DIN 25403-2-1995 核燃料的处理和和搬运时的临界安全性.第2部分:铀235金属轻水混合物的临界数据

DIN 25709-1995 UO<下标2> 和 UO<下标2>/Gd<下标2>O<下标3>核燃料球粒后烧结试验

DIN 25403-4-1995 核燃料的处理和和搬运时的临界安全性.第4部分:二氧化铀轻水混合物的临界数据

DIN 25403-8-1995 核燃料的处理和和搬运时的临界安全性.第8部分:硝酸双氧铀(100%铀235)轻水混合物的临界数据

DIN 25708-1995 用耦合等离子激发感应光学发射光谱法测定核燃料中的金属杂质

DIN 25707-1994 二氧化铀核燃料中氧铀比例的测定

DIN 25705-1993 烧结的核燃料片的陶瓷相学

DIN 25701-1991 无放射性混合氧化物核燃料的钚在硝酸中溶解度的测定

DIN 25492-1991 核燃料中轴含量的测量.以改进的戴维斯-格雷法(Davies-Gray-Methode)为基础的电位测量法

DIN 25463-1 Bb.1-1990 轻水反应堆核燃料衰变热功率的计算.不回烧的核燃料.文献和图解

DIN 25485-1990 带球形燃料元件的高温反应堆的核燃料衰变热力的计算

DIN 25463-1-1990 轻水反应堆核燃料衰变热功率的计算.不回烧的核燃料

DIN 25485 Bb.1-1990 带球状燃料元件的高温反应堆的核燃料衰变热力的计算.文献和图示说明

DIN 25491-1989 核燃料粉末表观密度和振动后密度的测定

法国标准化协会，关于核燃料次临界度的标准

NF M60-406-2021 核能. 核燃料技术. 分光光度法测定硝酸溶液中钚元素的含量

NF M60-404-2014 核燃料技术. 核级二氧化钚中钚含量的测定. 重量法

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NF M60-406-2009 核能.核燃料技术.分光光度法测定硝酸溶液中钚元素的含量

NF M60-415-2009 核能.核燃料技术.分光光度测定法测定硝酸溶液中的镎

NF M60-430-3-2009 核燃料技术.核材料计量衡算用储罐校准和容量测定.第3部分:统计法

NF M60-466-2009 核燃料技术.MOX球粒中的O/M比值的测定.重量法

NF M60-430-5-2008 核燃料技术.核材料衡算用容器校准和体积测定.第5部分:准确测定配备汲取管,具有高冒泡率的衡算水箱的液面高度.

NF M60-430-4-2008 核燃料技术.核材料衡算用容器校准和体积测定.第4部分:装备汲取管的衡算容器中液体高度的精确测定,低速起泡率.

NF M60-430-6-2008 核燃料技术.核材料衡算用容器校准和体积测定.第6部分:装备有汲取管的衡算容器中液体精确密度的容器内测定.

NF M60-327-2008 核能.核燃料技术.废弃物.测定辐射性废弃物的包装件释放的氚

NF M60-430-2-2008 核燃料技术.核原料衡算用容器的校准和体积的测定.第2部分:容器校准数据的标准化

NF M60-329-2008 核能.核燃料技术.废弃物.用α光谱测定法测定污水或固体废弃物中钚的α活性

NF M60-430-1-2008 核燃料技术.核原料衡算用容器的校准和体积的测定.第1部分:程序综述

NF M60-462-1-2007 核燃料技术.α光谱测定法.第1部分:铀及其化合物中镎的测定

NF M60-462-2-2007 核燃料技术.α光谱测定法.第2部分:铀及其化合物中钚的测定

NF M60-462-3-2007 核燃料技术.α光谱测定法.第3部分:铀及其化合物中铀232的测定

NF M60-455-2007 核能.核燃料技术.测定核电站产生的低级和中级放射废弃物包装件放射性的换算因子法

NF M60-326-2006 核能.核燃料技术.废料.约束层材料氚水的有效扩散系数的测定

NF M60-328-2006 核能.核燃料技术.废料.预化学分离后液态或固态废物中钚241活性的测定

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NF M60-400-1-2006 核燃料技术.溶液、六氟化铀和固体中铀的测定.第1部分:铁(II)还原/重铬酸钾氧化/滴定法

NF M60-400-2-2006 核燃料技术.溶液、六氟化铀和固体中铀的测定.第2部分:铁(II)还原/铈(IV)氧化/滴定法

NF M60-454-2006 核燃料技术.二氧化铀粉末和小球.带杂质修正的重量分析法测定铀和氧/铀比率

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NF M60-325-2005 核能.核燃料循环技术.用液体闪烁法对废料中氚的活性的测定

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NF M60-324-2005 核能.核燃料循环技术.同类废物浸出阻力的测定

NF M60-320-2004 核能.核燃料技术.废弃物.用液体闪烁法测定废弃物中碳14活性

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EJ/T 20160-2018 核燃料后处理设施安全要求

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BS ISO 26062-2010 核工艺学.核燃料.用电感耦合等离子体质谱法测量铀和钚基材料中元素状态杂质的规程.

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EN ISO 15366-1-2016 核燃料技术-用溶剂萃取色谱法分离和提纯硝酸和铀同位素中的铀和钚同位素和同位素稀释分析-第1部分:含有钚和铀在微克范围在毫克的范围内的样品(ISO 15366-1:2014)

，关于核燃料次临界度的标准

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ASME BPVC Section 3 Division 3-2007 ASME锅炉和压力容器规范.第3节:核设施元部件制造规则.第3分册:消耗核燃料和高级放射性废物用盛装系统和运输包装

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ASME BPVC Section 3 Division 3-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第3分册.消耗核燃料和高等级放射性废物用外壳系统和运输包装

ASME N-673-2001 废核燃料储存和运输用含硼粉末冶金铝合金。第III节第1部分:(补充件11)

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SNI IEC/TR 62235-2009 核设施 - 与安全有关的仪器和控制系统 - 核燃料和核废物的中间存储和最终储藏系统

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IEC TR 62235:2005 核设施.对安全重要的仪表和控制系统.核燃料和废物的临时贮存和最终贮存系统

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EJ 849-1994 核燃料后处理厂辐射安全设计规定