微型反应堆检测

发布时间：2025-09-18 00:00:00

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本专题涉及微型反应堆的标准有709条。

国际标准分类中，微型反应堆涉及到核能工程、辐射防护、农业和林业、辐射测量、钢铁产品、管道部件和管道、金属材料试验、变压器、电抗器、电感器、农业机械、工具和设备、分析化学、防护设备、金属的腐蚀、化工设备、石油产品综合、电磁兼容性(EMC)、公司(企业)的组织和管理、热力学和温度测量、建筑物结构、电工器件、词汇、事故和灾害控制、涂料和清漆、建筑物中的设施、泵、阀门。

在中国标准分类中，微型反应堆涉及到动力堆、卫生、安全、劳动保护、反应堆、核电厂安全配电设备、核反应堆综合、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、核燃料元件及其分析试验方法、基础标准与通用方法、堆用核仪器、污染控制技术规范、辐射防护与监测综合、、农林技术、、核反应堆与核电厂核岛设备、型钢、异型钢、研究试验堆、核电厂核岛、钢锭、钢坯、标志、包装、运输、贮存、钢管、铸铁管、核辐射事故应急与处理、变压器、瓜果、蔬菜种植与产品、、核材料、核燃料生产、处理设备和设施、标准化、质量管理、、技术管理、管路附件、钢铁产品综合、辐射防护监测与评价、电力半导体器件、部件、防护用具与设备、金属化学性能试验方法、防火技术、锅炉及其辅助设备、压力容器、通用核仪器、辐射防护仪器、供热堆、核材料、核燃料综合、核设施的辐射安全、输变电设备综合、船用核动力装置、核探测器、电感器、变压器、焊接与切割、金属无损检验方法、涂料、核仪器与核探测器综合、放射性三废处理、建筑暖通、空调器材设备、机械量仪表、自动秤重装置与其他检测仪表、生产堆。

国家质检总局，关于微型反应堆的标准

GB/T 41591-2022 压水堆核电厂反应堆首次临界试验

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

GB/T 15146.6-2009 反应堆外易裂变材料的核临界安全.第6部分:硼硅酸盐玻璃拉希环及其应用准则

GB/T 14588-2009 反应堆退役环境管理技术规定

GB 15146.2-2008 反应堆外易裂变材料的核临界安全第2部分：易裂变材料操作、加工、处理的基本技术规则与次临界限值

GB 15146.1-2008 反应堆外易裂变材料的核临界安全.第1部分:核临界安全行政管理规定

GB 15146.8-2008 反应堆外易裂变材料的核临界安全.第8部分:堆外操作、贮存、运输轻水堆燃料的核临界安全准则

GB15146.2-2008 反应堆外易裂变材料的核临界安全第2部分：易裂变材料操作、加工、处理的基本技术规则与次临界限值

GB 15146.2-2008 反应堆外易裂变材料的核临界安全.第2部分:易裂变材料操作、加工、处理的基本技术规则与次临界限值

GB 15146.3-2008 反应堆外易裂变材料的核临界安全.第3部分:易裂变材料贮存的核临界安全要求

GB/T 13368-2008 微型中子源反应堆核燃料棒技术条件

GB/T 15146.11-2004 反应堆外易裂变材料的核临界安全基于限制和控制慢化剂的核临界安全

GB 15146.10-2001 反应堆外易裂变材料的核临界安全固定中子吸收体的应用安全要求

GB/T 4960.2-1996 核科学技术术语裂变反应堆

GB/T 5963-1995 反应堆保护系统的隔离准则

GB 15146.9-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全核临界事故探测与报警系统的性能及检验要求

GB 15146.3-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全易裂变材料贮存的核临界安全要求

GB 15146.5-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全钚--天然铀混合物的核临界控制准则和次临界限值

GB/T 15146.6-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全硼硅酸盐玻璃拉希环及其应用准则

GB 15146.2-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全易裂变材料操作、加工、处理的基本技术准则与次临界限值

GB 15146.8-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全堆外操作、贮存、运输轻水堆燃料单元的核临界安全准则

GB 15146.7-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全次临界中子增殖就地测量安全规定

GB 15146.1-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全核临界安全行政管理规定

GB 15146.4-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全含易裂变物质水溶液的钢质管道交接的核临界安全准则

GB 14588-1993 反应堆退役环境管理技术规定

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

GB 12789.3-1992 核反应堆仪表准则第三部分：高温气冷反应堆

GB/T 13368-1992 微型中子源反应堆核燃料棒技术条件

GB 11850-1989 反应堆退役辐射防护规定

中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局、中国国家标准化管理委员会，关于微型反应堆的标准

GB/T 15146.12-2017 反应堆外易裂变材料的核临界安全第12部分：轻水堆燃料燃耗信用制

国家技术监督局，关于微型反应堆的标准

GB/T 15146.9-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全核临界事故探测与报警系统的性能及检验要求

中华人民共和国环境保护部，关于微型反应堆的标准

GB 14588-93 反应堆退役环境管理技术规定

美国材料与试验协会，关于微型反应堆的标准

ASTM E482-22 反应堆容器监测用中子传输方法的应用标准指南

ASTM C776-17(2022) 轻水反应堆用烧结二氧化铀芯块标准规范

ASTM E2006-22 轻水反应堆计算基准测试的标准指南

ASTM D7727-21 反应堆冷却剂中放射性氙裂变产物剂量当量氙（DEX）计算的标准实施规程

ASTM D5411-21 反应堆冷却剂中放射性核素混合物每次崩解平均能量计算的标准实施规程

ASTM C757-16(2021) 轻水反应堆用核级二氧化钚粉末的标准规范

ASTM E900-21 反应堆容器材料中辐射诱导转变温度变化的预测标准指南

ASTM E185-21 轻水慢化核动力反应堆容器监督程序设计的标准实施规程

ASTM E1005-21 反应堆容器监测用辐射监测器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E2005-21 标准和参考中子场中反应堆剂量法的基准测试标准指南

ASTM E2956-21 监测LWR反应堆压力容器中子暴露的标准指南

ASTM C922-21 轻水反应堆用烧结氧化钆二氧化铀芯块的标准规范

ASTM E636-20 核电反应堆船舶补充监测试验标准指南

ASTM E854-19 反应堆监视用固态轨道记录器（SSTR）监视器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E944-19 反应堆监视中中子能谱调整方法应用的标准指南

ASTM E2215-19 从轻水慢化核动力反应堆容器中评估监视胶囊的标准实施规程

ASTM E853-18 轻水反应堆监视中子暴露结果的分析和解释的标准实施规程

ASTM E2215-18 从轻水慢化核动力反应堆容器中评估监视胶囊的标准实施规程

ASTM E844-18 反应堆监视用传感器组设计和辐照的标准指南

ASTM E910-18 氦气积累流量监测器用于反应堆容器监测的应用和分析的标准试验方法

ASTM E1214-11(2018) 使用熔丝温度监测器进行反应堆容器监视的标准指南

ASTM C776-17 标准规格用于轻水反应堆的烧结铀二次粒子

ASTM C833-17 用于轻水反应堆的烧结（铀 - 钚）二氧化物颗粒的标准规范

ASTM C833-2017 用于轻水反应堆的烧结(铀-钚)二氧化硅颗粒的标准规格

ASTM C776-2017 用于轻水反应堆的烧结二氧化铀芯块的标准规格

ASTM E2215-16 从轻水慢化核动力反应堆容器中评估监视胶囊的标准实施规程

ASTM E706-16 轻水反应堆压力容器监控标准标准主矩阵

ASTM E1005-16 用于反应堆船舶监视的辐射监测仪的应用和分析的标准测试方法

ASTM E482-16 反应堆容器监视中子传输方法应用的标准指南

ASTM E2006-16 轻水反应堆计量基准测试标准指南

ASTM C757-16 轻水反应堆核级钚二氧化物粉标准规范

ASTM C757-16e1 轻水反应堆核级钚二氧化物粉标准规范

ASTM C757-2016 用于轻水反应堆的核级氧化钚粉末的标准规格

ASTM E2005-10(2015) 标准和参考中子场中反应堆剂量法的基准测试标准指南

ASTM E1005-15 用于反应堆船舶监视的辐射监测仪的应用和分析的标准测试方法

ASTM E2215-15 从轻水慢化核动力反应堆容器中评估监视胶囊的标准实施规程

ASTM E900-15e1 用于预测反应堆容器材料中辐射诱导的转变温度变化的标准指南

ASTM E900-15e2 用于预测反应堆容器材料中辐射诱导的转变温度变化的标准指南

ASTM E900-15 用于预测反应堆容器材料中辐射诱导的转变温度变化的标准指南

ASTM E900-2015 预测在反应堆容器材料中辐射感应变化导致温度漂移的标准指南

ASTM E185-2015 轻水慢化核电反应堆容器监督程序设计的标准实施规程

ASTM E2215-2015 评估轻水慢化核电反应堆容器监视舱的标准实施规程

ASTM E1005-2015 反应堆压力容器监测用辐射监测器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E854-14e1 反应堆监视用固态轨道记录器（SSTR）监视器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E854-14 E706（IIIB）反应堆监视用固态轨道记录器（SSTR）监测器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E844-09(2014)e1 E 706（IIC）用于反应堆监控的传感器组设计和照射的标准指南

ASTM E844-09(2014)e2 反应堆监视用传感器组设计和辐照的标准指南

ASTM E2956-14 监测LWR反应堆压力容器中子暴露的标准指南

ASTM E636-14e1 核电反应堆船舶补充监测试验标准指南

ASTM E636-14 核电反应堆船舶辅助监视测试标准指南 E

ASTM E636-2014 核动力反应堆容器补充监测试验的标准实施指南, E706 40;IH41;

ASTM E2956-2014 监测LWR反应堆压力容器中子辐照的标准指南

ASTM D6071-2014 用石墨反应堆原子吸收光谱法测定高纯度水中低水平钠的标准试验方法

ASTM E854-2014 反应堆监测用固态径迹记录仪 (SSTR) 监视器的应用和分析的标准试验方法, E706 (IIIB)

ASTM E853-13 轻水反应堆监测结果分析与解释标准实践

ASTM E944-13 中子频谱调整方法在反应堆监测中的应用标准指南 E

ASTM E910-07(2013) 反应堆容器监视用氦累积通量监测器在E706（IIIC）下的应用和分析的标准试验方法

ASTM E944-13e1 反应堆监视中中子能谱调整方法应用的标准指南

ASTM E1006-2013 试验反应堆试验物理学计量测定结果的分析和说明的标准实施规程

ASTM D6071-2013 用石墨反应堆原子吸收光谱法测定高纯度水中低水平钠的标准试验方法

ASTM E853-2013 轻水反应堆监测结果的分析和说明的标准实施规程

ASTM E944-2013 反应堆监测时中子光谱调节法应用的标准指南, E706 (IIA)

ASTM E1214-11 反应堆容器监测用熔化线温度监测器的使用指南

ASTM E1214-11e1 使用熔丝温度监测器进行反应堆容器监视的标准指南

ASTM E482-11 E706（IID）反应堆容器监测中子传输方法应用的标准指南

ASTM E482-11e1 E706（IID）反应堆容器监测中子传输方法应用的标准指南

ASTM D7727-11e1 氙40剂量当量计算的标准实施规程；指数)；反应堆冷却剂中的放射性氙裂变产物

ASTM D7727-2011e1 用于反应堆冷却剂中氙裂变产物计算剂量当量疝 (DEX) 的标准操作规程

ASTM D7727-2011 用于反应堆冷却剂中氙裂变产物计算剂量当量疝(DEX)的标准操作规程

ASTM E482-2011e1 反应堆压力容器监视用中子输运法应用的标准指南, E706(IID)

ASTM E1214-2011 反应堆容器监测所用的熔丝温度监测器的使用标准指南,E 706(IIIE)

ASTM E1214-2011(2018) 反应堆容器监视用熔丝温度监测器的标准使用指南

ASTM E2006-10 轻水反应堆计量基准测试标准指南

ASTM E2005-10 标准和参考中子场中反应堆剂量法的基准测试标准指南

ASTM D5411-10 反应堆冷却剂中放射性核素混合物每次分解平均能量计算的标准实施规程

ASTM E636-10 E 706（IH）核动力反应堆容器辅助监督试验的标准指南

ASTM E2215-10 从轻水慢化核动力反应堆容器中评估监视胶囊的标准实施规程

ASTM E1005-10 反应堆容器监视用辐射监测器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E2006-2010 轻水反应堆计算水准试验标准指南

ASTM E185-2010 轻水中型核动力反应堆罐监测计划设计的标准实施规程

ASTM E2005-2010 标准和参考中子场中反应堆剂量测定用基准试验的标准指南

ASTM D5411-2010(2015) 计算反应堆冷却剂中放射性核素混合物的每次衰变 (&xaf;E) 平均能量的标准实施规程

ASTM D5411-2010 反应堆冷却剂中放射性核素混合物每次蜕变的平均能量(E)计算的标准操作规程

ASTM E636-2010 对核动力反应堆容器进行补充监控试验的标准指南E 706( IH)

ASTM E1005-2010 反应堆容器监控用辐射测量监控仪应用和分析的标准试验方法E 706(IIIA)

ASTM E2005-2010(2015) 标准和参考中子场中反应堆剂量基准测试的标准指南

ASTM E2215-2010 轻水中型核动力反应堆罐监测室评估的标准实施规程

ASTM E854-03(2009) E706（IIIB）反应堆监视用固态轨道记录器（SSTR）监测器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E844-09 E 706（IIC）用于反应堆监控的传感器组设计和照射的标准指南

ASTM E636-09 E 706（IH）核动力反应堆容器辅助监督试验的标准指南

ASTM E844-2009(2014)e1 反应堆监视用传感器装置设计和辐照, E-706 (IIC) 的标准指南

ASTM E844-2009 反应堆监视用传感器装置设计和辐照的标准指南E 706(ⅡC)

ASTM E944-08 E706（IIA）反应堆监视中中子谱调整方法应用的标准指南

ASTM E1006-08 试验反应堆E706（II）物理剂量测定结果的分析和解释的标准实施规程

ASTM E944-2008 反应堆监测时中子光谱调节法的应用的标准指南,E 706(IIA)

ASTM E1006-2008 试验反应堆的物理放射量测定结果的分析和解释的标准实施规程,E 706(II)

ASTM E900-02(2007) 反应堆容器材料在E706（IIF）下辐射诱导转变温度变化预测的标准指南

ASTM E910-07 反应堆容器监视用氦累积通量监测器在E706（IIIC）下的应用和分析的标准试验方法

ASTM E482-07 E706（IID）反应堆容器监测中子传输方法应用的标准指南

ASTM E910-2007(2013) 反应堆容器监测用氦聚集流监视器应用和分析的标准试验方法, E706 (IIIC)

ASTM E482-2007 反应堆压力容器监视用中子输运法应用的标准指南.E706(IID)

ASTM E910-2007 反应堆容器监测用氦聚集流监视器应用和分析的标准试验方法.E 706(IIIC)

ASTM E1214-06 反应堆容器监测用熔化线温度监测器的使用指南

ASTM E1214-2006 使用反应堆堆芯压力容器监督用熔丝温度监视器的标准指南.E 706 (IIIE)

ASTM D6071-2006 用石墨反应堆原子吸收光谱法测定高纯度水中低水平钠的标准试验方法

ASTM D5411-05 反应堆冷却剂中放射性核素混合物每次分解平均能量计算的标准实施规程

ASTM D5411-93(2005)e1 反应堆冷却剂中放射性核素混合物每次分解平均能量计算的标准实施规程

ASTM E2005-05e1 标准和参考中子场中反应堆剂量法的基准测试标准指南

ASTM E2005-05 标准和参考中子场中反应堆剂量法的基准测试标准指南

ASTM E2006-05 轻水反应堆计量基准测试标准指南

ASTM D5411-2005 反应堆冷却剂中放射性核素混合物每次蜕变的平均能量(E)计算的标准规范

ASTM E2006-2005 轻水反应堆计算的基准检测的标准指南

ASTM E2005-2005e1 标准和参考中子场中反应堆剂量测定的基准检测的标准指南

ASTM E2005-2005 标准和参考中子场中反应堆剂量测定的基准检测的标准指南

ASTM E1005-03 反应堆容器监视用辐射监测器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E1005-03e1 反应堆容器监视用辐射监测器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E844-03 E 706（IIC）用于反应堆监控的传感器组设计和照射的标准指南

ASTM E854-03 E706（IIIB）反应堆监视用固态轨道记录器（SSTR）监测器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E854-2003 反应堆监测用固态径迹记录仪(SSTR)监视器的应用和分析的标准试验方法,E 706(IIIB)

ASTM E1005-2003 E706(ⅢA)反应堆压力容器监视用辐射测量监视器的应用和分析的标准试验方法　　

ASTM E854-2003(2009) 反应堆监测用固态径迹记录仪(SSTR)监视器的应用和分析的标准试验方法,E 706(IIIB)

ASTM E844-2003 反应堆监视用传感器装置设计和辐照的标准指南E-706(ⅡC)

ASTM E1005-2003e1 E706(ⅢA)反应堆压力容器监视用辐射测量监视器的应用和分析的标准试验方法　　

ASTM E944-02 E706（IIA）反应堆监视中中子谱调整方法应用的标准指南

ASTM E2215-02 从轻水慢化核动力反应堆容器中评估监视胶囊的标准实施规程

ASTM E1006-02 试验反应堆E706（II）物理剂量测定结果的分析和解释的标准实施规程

ASTM E900-02 反应堆容器材料在E706（IIF）下辐射诱导转变温度变化预测的标准指南

ASTM E636-02 E 706（IH）核动力反应堆容器辅助监督试验的标准指南

ASTM E944-2002 反应堆监测时中子光谱调节法的应用的标准指南,E 706(IIA)

ASTM E636-2002 对E706(IH)核动力反应堆压力容器进行辅助监视试验的标准指南

ASTM E1006-2002 试验反应堆的物理放射量测定结果的分析和解释的标准实施规程,E 706(II)

ASTM E2215-2002 评价轻水核电反应堆监视舱的标准实施规程

ASTM E900-2002 在反应堆容器材料中预测辐射感应变化导致温度的变化的标准指南,E 706(IIF)

ASTM E706-2002 E706(0)轻水反应堆压力容器监视标准的标准主模型

ASTM E900-2002(2007) 在反应堆容器材料中预测辐射感应变化导致温度的变化的标准指南,E 706(IIF)

ASTM E853-01(2008) E706（IA）轻水反应堆监测结果分析和解释的标准实施规程

ASTM E560-84(1996) 外推反应堆容器监督剂量测定结果的标准实施规程 E706（IC）

ASTM E910-95 反应堆容器监视用氦累积通量监测器在E706（IIIC）下的应用和分析的标准试验方法

ASTM E482-89(1996) E706（IID）反应堆容器监测中子传输方法应用的标准指南

ASTM E910-01 反应堆容器监视用氦累积通量监测器在E706（IIIC）下的应用和分析的标准试验方法

ASTM E482-01 E706（IID）反应堆容器监测中子传输方法应用的标准指南

ASTM E853-87(1995)e1 E706（IA）轻水反应堆监测结果分析和解释的标准实施规程

ASTM E853-01 E706（IA）轻水反应堆监测结果分析和解释的标准实施规程

ASTM E706-01 轻水反应堆压力容器监督标准的标准主矩阵 E706（0）

ASTM E706-87(1994) 轻水反应堆压力容器监督标准的标准主矩阵 E706（0）

ASTM A771/A771M-95 液态金属冷却反应堆堆芯部件用奥氏体和马氏体不锈钢无缝管的标准规范

ASTM A826/A826M-95 液态金属冷却反应堆堆芯部件用奥氏体和马氏体不锈钢无缝管的标准规范

ASTM E910-2001 反应堆容器监测用氦聚集流监视器的应用及分析的标准试验方法.E 706(IIIC)

ASTM E560-2001 推断反应堆容器监测剂量结果的标准规程

ASTM E482-2001 反应堆压力容器监视用的中子输运法应用的标准指南.E706(IID)

ASTM E706-2001 轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)

ASTM E1214-87(2000) 反应堆容器监督用熔丝温度监测器的使用标准指南 E706（IIIE）

ASTM D5411-93(1999) 反应堆冷却剂中放射性核素混合物每次分解平均能量计算的标准实施规程

ASTM E2006-99 轻水反应堆计量基准测试标准指南

ASTM E2005-99 标准和参考中子场中反应堆剂量法的基准测试标准指南

ASTM E2006-1999 轻水反应堆计算的基准试验的标准指南

ASTM C1008-1999 烧结二氧化铀钚丸的标准规范.快速反应堆燃料

ASTM C1008-1999(2008) 烧结二氧化铀钚丸快速反应堆燃料的标准规范

ASTM E2005-1999 标准和参考中子场中反应堆剂量测定的基准试验的标准指南

ASTM E185-98 E706（IF）轻水冷却核动力反应堆容器监督试验的标准实施规程

ASTM E854-98 E706（IIIB）反应堆监视用固态轨道记录器（SSTR）监测器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E854-1998 反应堆监测用固态径迹记录仪(SSTR)监视器的应用和分析的试验方法,E 706(IIIB)

ASTM E1005-97 反应堆容器监视用辐射监测器的应用和分析的标准试验方法

ASTM E844-97 E 706（IIC）用于反应堆监控的传感器组设计和照射的标准指南

ASTM E844-1997 E-706(ⅡC)反应堆监视用传感器装置设计和辐照的标准指南

ASTM E1005-1997 反应堆压力容器监测E706(ⅢA)用辐射监视器的应用和分析的试验方法　　

ASTM E1006-96 试验反应堆E706（II）物理剂量测定结果的分析和解释的标准实施规程

ASTM E944-96 反应堆监视中中子能谱调整方法应用的标准指南（IIA）

ASTM E944-1996 反应堆监测时中子光谱调节法的应用

ASTM E1006-1996 试验反应堆E706(Ⅱ)用的物理剂量测定结果的分析和解释

ASTM E636-95(2001) 对核动力反应堆容器E706（IH）进行补充监督试验的标准指南

ASTM E636-95 对核动力反应堆容器E706（IH）进行补充监督试验的标准指南

ASTM E636-1995 核动力反应堆堆芯压力容器用的进行辅助监视试验的实施(E706IH)

ASTM E910-1995 反应堆容器监测用氦聚集流监视器的应用及分析的标准试验方法.E 706(IIIC)

ASTM E636-1995(2001) 核动力反应堆堆芯压力容器用的进行辅助监视试验的实施(E706IH)

ASTM D5411-1993(1999) 反应堆冷却剂中放射性核素混合物中每次裂变的平均能量的标准计算规程

ASTM D5411-1993(2005)e1 反应堆冷却剂中放射性核素混合物每次蜕变的平均能量(E)计算的标准规范

ASTM E482-1989(1996) 反应堆压力容器监视用的中子输运法应用的标准指南.E706(IID)

ASTM E900-87(2001) 反应堆容器材料中子辐射损伤预测的标准指南

ASTM E900-87(1994) 反应堆容器材料中子辐射损伤预测的标准指南

ASTM E706-1987(1994) 轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)

ASTM E900-1987(2001) 预测中子辐射对反应堆容器材料的损害,E 706(IIF)

ASTM E900-1987(1994) 预测中子辐射对反应堆容器材料的损害,E 706(IIF)

ASTM E560-1984(1996) 推断反应堆容器监测剂量结果的标准规程

ASTM E185-79 轻水冷却核动力反应堆容器监督试验的标准实施规程

ASTM E185-82e2 轻水冷却核动力反应堆容器E706（IF）监督试验的标准实施规程

辽宁省市场监督管理局，关于微型反应堆的标准

DB21/T 1895-2022 内置式秸秆反应堆技术规程

国际标准化组织，关于微型反应堆的标准

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 10270:2022 金属和合金的腐蚀.核电反应堆用锆合金的水腐蚀试验

ISO 10270-2022 金属和合金的腐蚀.核电反应堆用锆合金的水腐蚀试验

ISO 23466-2020 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主要设备和管道绝热设计准则

ISO 20890-3-2020 轻水反应堆主要冷却剂回路部件的在役检查 - 第3部分:静水压试验

ISO 11311:2011 核临界安全——反应堆外均质钚铀氧化物燃料混合物的临界值

ISO 11311-2011 核临界安全.反应堆外部钚铀混合燃料的临界值

ISO 13463:1999 轻水反应堆MOX燃料制造用核级二氧化钚粉末——帮助定义产品规范的指南

ISO 13463-1999 制造轻水反应堆MOX燃料用的核级二氧化钚粉末帮助定义产品规范的指南

ISO 10270 Technical Corrigendum 1-1997 金属与合金的腐蚀核动力反应堆用锆合金的水腐蚀试验技术勘误1

ISO 10270:1995 金属和合金的腐蚀——核动力反应堆用锆合金的水腐蚀试验

ISO 10270-1995 金属与合金的腐蚀核动力反应堆用锆合金的水腐蚀试验

ISO 10979-1994 核动力反应堆用燃料组件标识

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

ISO 7097:1983 反应堆燃料溶液和铀产品溶液中铀的测定硫酸铁还原/重铬酸钾氧化滴定法

ISO 7097-1983 反应堆燃料溶液和铀产品溶液中铀的测定硫酸铁还原法/重氯酸钾氧化滴定法

ISO 19226-2017 核能. 反应堆容器和内部构件中子注量和每原子位移（DPA）的测定

黑龙江省市场监督管理局，关于微型反应堆的标准

DB23/T 3058-2021 早春大棚番茄行下内置式秸秆反应堆栽培技术规程

DB23/T 2619-2020 温室草莓内置秸秆反应堆栽培技术规程

宁夏回族自治区市场监督管理厅，关于微型反应堆的标准

DB64/T 1779-2021 设施果树秸秆生物反应堆技术规程

德国标准化学会，关于微型反应堆的标准

DIN 25435-4-2021 轻水反应堆主要冷却剂回路组件在役检验指南. 第4部分: 外观检测

DIN 25435-2-2021 轻水反应堆主要冷却剂回路组件在役检验指南. 第2部分: 磁性颗粒和渗透剂检测

DIN 25435-6-2021 轻水反应堆主要冷却剂回路组件在役检验指南. 第6部分: 蒸汽发生器加热管涡流检测

DIN 25435-1-2020 轻水反应堆主要冷却剂回路组件在役检验指南. 第1部分: 自动超声检测

DIN EN 60965-2017 核电站.控制室.未进入主控制室的反应堆关闭辅助控制点(IEC 60965-2016);德文版本EN 60965-2016

DIN 25433-2016 核动力反应堆的燃料组件标识

DIN 25712-2015 考虑容器中受辐射轻水反应堆燃料组件运输和储存的燃料燃耗的临界安全

DIN 25474-2014 对于除反应堆外的核技术装备保持临界安全的管理措施

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 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 25435-1-2014 轻水反应堆初级冷却剂回路元件运行中检查.第1部分:自动超声检查

DIN 25435-4-2014 轻水反应堆初级冷却剂回路元件运行中检查.第4部分:目视检查

DIN 25435-7-2014 轻水反应堆初级冷却剂回路元件运行中检查.第7部分:放射性检测

DIN 25435-2-2014 轻水反应堆初级冷却剂回路元件运行中检查.第2部分:磁粉检验和渗透检验

DIN 25435-6-2014 轻水反应堆初级冷却剂回路元件运行中检查.第6部分:蒸汽发生器加热管涡流检测

DIN 25476-2012 轻水反应堆核电站的初级冷却液清洁系统

DIN EN 60965-2011 核电站.控制室.未进入主控制室的反应堆关闭辅助控制点(IEC 60965-2009).德文版EN 60965-2011

DIN 58621-2011 呼吸保护装置.防放射性甲基碘化物和放射性粒子的反应堆过滤器的要求,试验和标记

DIN EN ISO 10270-2011 金属和合金的腐蚀.用于核动力反应堆的锆合金水腐蚀试验(ISO 10270-1995+Cor. 1-1997);德文版本EN ISO 10270-2008

DIN 25475-2-2009 核设施操作监控第2部分:受压水反应堆中初级冷却电路振动特性改变的早期探测用振动监控

DIN 25471-2009 带轻水反应堆的核电站燃料槽中核燃料元件在搬运和储存时燃耗应考虑的临界安全性

DIN EN 61558-1 Berichtigung 2-2008 电力变压器、供电设备、反应堆及类似设备的安全性.第1部分:一般要求和试验.技术勘误DIN EN 61558-1(VDE 0570-1)-2006

DIN EN ISO 10270-2008 金属和合金的腐蚀.核动力反应堆用锆合金的水溶液腐蚀试验(ISO 10270-1995+技术勘误1-1997)

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 25712-2007 考虑容器中受辐射轻水反应堆燃料组件运输和储存的燃料燃耗的临界安全

DIN 25474-2007 对于除反应堆外的核技术装备保持临界安全的管理措施

DIN 25435-3-2006 轻水反应堆初级冷却剂回路元件的定期检验.第3部分:水压试验

DIN IEC 60568-2006 核电站.设备安全的重要性.动力反应堆中子注量率(通量)测量堆芯仪表

DIN EN 61558-1-2006 电力变压器、供电设备、反应堆及类似设备安全性.第1部分:一般要求和试验(IEC 61558-1:2005)

DIN 25435-1-2005 轻水反应堆初级冷却剂回路元件运行中检查.第1部分:自动超声检查

DIN 25435-6-2003 轻水反应堆初级冷却剂回路元件运行中检查.第6部分:蒸汽发生器加热管涡流试验

DIN 25435-4-2003 轻水反应堆初级冷却剂回路元件运行中检查.第4部分:目视检查

DIN 25435-2-2003 轻水反应堆初级冷却剂回路元件运行中检查.第2部分:磁粉检验和渗透检验

DIN 25435-7-2003 轻水反应堆初级冷却剂回路元件运行中检查.第7部分:放射性试验

DIN 25401-2-2002 核技术术语定义.第2部分:反应堆设计

DIN 25475-2-2001 核设施.操作监控.第2部分:压水反应堆中初级冷却剂回路振动检测用振动监控

DIN 25471-2000 带轻水反应堆的核电站燃料槽中核燃料元件在搬运和储存时燃耗应考虑的临界安全性

DIN 25474-1996 核技设施(反应堆除外)保持临界安全的管理措施

DIN 25432-1991 穿过反应堆安全壳的管道贯穿件

DIN 25455-1990 核电厂中放射性污染气体的处理.轻水反应堆

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 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 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 25433-1988 核动力反应堆的燃料组件标识

DIN 25476-1987 轻水反应堆核电站的初级冷却液清洁系统

DIN 25434-1986 反应堆安全系统的保护系统及监控设备

DIN 25406-2-1980 核电厂反应堆安全壳上的闸.材料进出闸.安全要求

国际电工委员会，关于微型反应堆的标准

IEC TR 63335:2021 核电厂.仪表和控制系统控制室和电力系统.小型模块化反应堆的特殊特性和标准要求

IEC TR 63335-2021 核电厂.仪表和控制系统控制室和电力系统.小型模块化反应堆的特殊特性和标准要求

IEC 60965-2016 核电厂 - 控制室 - 无法进入主控室的反应堆停机辅助控制室

IEC 60965:2016 核电厂 - 控制室 - 无法进入主控室的反应堆停机辅助控制室

IEC 60965:2009 核电厂 - 控制室 - 反应堆停机的辅助控制点无需进入主控室

IEC 60965-2009 核电站.控制室.不通过主控制室的关闭反应堆用的补充控制点

IEC 60568:2006 核电站 - 安全重要的仪器 - 核电仪表中的功率反应堆中子流量（通量）测量

IEC 60568-2006 核电站.仪器安全重要性.动力反应堆内中子注量率(通量)测量用堆芯仪表

IEC 62118-2000 核反应堆仪表 VVER型加压轻水反应堆(PWR) 冷停过程中堆芯充分冷却的监测

IEC 62117-1999 核反应堆仪表加压轻水反应堆(PWR) 冷停过程中堆芯充分冷却的监测

IEC 61502:1999 核电站 - 加压水反应堆 - 内部结构的振动监测

IEC 61502-1999 核电厂加压水反应堆内部结构振动监测

IEC 61505-1998 核反应堆仪表沸水反应堆(BWR) 稳定性监测

IEC 61343:1996 核反应堆仪器 - 沸腾轻水反应堆（BWR） - 用于监测核心内的充分冷却的反应堆容器中的测量

IEC 61343-1996 核反应堆仪表沸水反应堆(BWR) 堆芯充分冷却监测用反应容器的测量

IEC 60951-5-1994 核电厂事故和事故后的辐射监测设备第5部分:轻水反应堆核电站中空气的放射性活度

IEC 60989:1991 分离变压器、自耦变压器、可变变压器还有反应堆

IEC 60965-1989 不通过主控制室实现反应堆停堆的辅助控制点

IEC 60910:1988 用于早期发现轻水反应堆正常运行偏差的遏制监测仪器

IEC 60910-1988 早期检测轻水反应堆偏离正常运行工况用的安全壳监测仪表

IEC 60911:1987 用于监测加压轻水反应堆核心内的充分冷却的测量

IEC 60911-1987 监测加压轻水反应堆堆芯充分冷却的测量方法

IEC 60737-1982 核动力反应堆中堆芯温度或主包壳温度测量特性和试验方法

IEC 60709-1981 反应堆防护系统的内部隔离

IEC 60231F:1977 补充F - 核反应堆仪器的一般原则 - 蒸汽发生直接循环重水慢化反应堆

IEC 60231G-1977 核反应堆仪表一般原则补充7:液态金属冷却快中子反应堆

IEC 60231F-1977 核反应堆仪表一般原则补充6:蒸汽生成、直接循环、重水慢反应堆

IEC 60231E-1977 核反应堆仪表一般原则补充5:间接循环高温气体冷却反应堆仪表原则

IEC 60568-1977 动力反应堆内中子注量率(通量)测量用堆芯仪表

IEC 60231D-1975 核反应堆仪表一般原则补充4:压水反应堆仪表原则

IEC 60231C-1974 核反应堆仪表一般原则补充3:石墨慢化气体冷却反应堆仪表

IEC 60231B:1972 补充B - 核反应堆仪器的一般原则 - 直接循环沸水动力反应堆的仪器原理

IEC 60231B-1972 核反应堆仪表一般原则补充2:直接循环沸水反应堆仪表原则

美国国家标准学会，关于微型反应堆的标准

ANSI/ANS RA-S-1.4-2021 高级非轻水反应堆核电厂概率风险评估标准

ANSI/ANS 15.21-2012 研究反应堆安全分析报告格式和内容

ANSI/ANS 19.3-2011 动力反应堆分析用稳态中子学方法

ANSI/NFPA 804-2010 先进的轻水反应堆发电站的防火标准

ANSI/NFPA 805-2010 轻水反应堆发电站的防火安全基本性能标准

ANSI/ANS 15.11-2009 研究反应堆设施辐射的防护

ANSI/ANS 19.10-2009 沸水堆(BWR)和压水反应堆(PWR)压力容器及反应器内部中中子注量的测定方法

ANSI/ANS 15.16-2008 研究反应堆的应急方案

ANSI/ANS 8.27-2008 轻水反应堆(LWR)燃料用燃耗信贷

ANSI/ANS 15.4-2007 反应堆研究人员的选择和培训

ANSI/ANS 15.1-2007 研究反应堆用技术规范的开发

ANSI/ANS 5.1-2005 轻水反应堆衰变热功率

ANSI N320-2005 反应堆应急辐射监控仪器的性能标准

ANSI/ANS 8.14-2004 反应堆外部核设施中可溶性中子吸收剂的使用

ANSI/ANS 8.17-2004 反应堆外部的轻水反应堆燃料的搬运,贮藏和运输临界安全性准则

ANSI/ANS 14.1-2004 快速脉冲反应堆的运行

ANSI/ANS 19.1-2002 反应堆设计计算用核数据集

ANSI/ANS 58.9-2002 轻水反应堆有关安全的液体系统用单一故障标准

ANSI/ANS 8.1-1998 外部反应堆裂变物质操作中核临界安全

ANSI/ANS 5.10-1998 非反应堆核设施处气载微粒释放率

ANSI/ANS 57.10-1996 轻水反应堆废燃料压实的设计准则

ANSI/ANS 57.5-1996 轻水反应堆燃料组件的结构设计和评估

ANSI/ANS 15.8-1995 研究性反应堆质量保证程序要求

ANSI/ANS 8.21-1995 固定的中子吸收剂在核设施外围反应堆中的使用

ANSI/ANS 58.11-1995 轻水反应堆冷却准则

ANSI/ANS 55.6-1993 轻水冷却反应堆中液体放射性废物的处理系统

ANSI/ANS 55.4-1993 轻水反应堆气态放射性废物处理系统

ANSI/ANS 55.1-1992 轻水反应堆固体放射性废物的处理系统

ANSI/ANS 57.1-1992 轻水反应堆燃料处理系统的设计要求

ANSI/ANS 51.10-1991 加压水冷反应堆的辅助供水系统

ANSI/ANS 6.3.1-1987 轻水反应堆(LWR)中辐射屏蔽的测试用程序

ANSI/ANS 8.12-1987 反应堆外部钚铀混合燃料的核临界控制和安全

ANSI N320-1979 反应堆应急辐射监控仪器的性能规范

ANSI N402-1976 研究反应堆质量保证程序的要求

赤峰市市场监督管理局，关于微型反应堆的标准

DB1504/T 1006-2018 日光温室玉米秸秆反应堆技术规程

内蒙古自治区质量技术监督局，关于微型反应堆的标准

DB15/T 1381-2018 日光温室内置式秸秆反应堆技术规程

DB15/T 714-2014 秸杆生物反应堆发酵设施栽培技术规程

国家能源局，关于微型反应堆的标准

NB/T 20478.2-2018 压水堆核电厂反应堆压力容器密封环技术规范第2部分：C型密封环

NB/T 20006.41-2018 压水堆核电厂用合金钢第41部分：反应堆压力容器螺栓、螺母和垫圈用钢棒

NB/T 20481-2018 压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范

NB/T 20478.1-2018 压水堆核电厂反应堆压力容器密封环技术规范第1部分：O型密封环

NB/T 20447-2017 与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护

NB/T 20435-2017 压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验

NB/T 20439-2017 压水堆核电厂反应堆压力容器压力-温度限值曲线制定准则

NB/T 20467-2017 压水堆核电厂反应堆保护系统调试技术导则

NB/T 20440-2017 压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则

NB/T 20434-2017 压水堆核电厂反应堆首次装料试验

国家国防科技工业局，关于微型反应堆的标准

EJ/T 20206-2018 钠冷快中子增殖堆设计准则反应堆超压保护系统

行业标准-能源，关于微型反应堆的标准

NB/T 20006.36-2017 压水堆核电厂用合金钢第36部分:反应堆压力容器堆芯区用19MnNiMo锻件

NB/T 20006.37-2017 压水堆核电厂用合金钢第37部分:反应堆压力容器非堆芯区用19MnNiMo锻件

NB/T 20398-2017 压水堆核电厂反应堆厂房内部结构施工及验收规范

NB/T 20372-2016 压水堆核电厂反应堆控制棒驱动机构安装技术规程

NB/T 20007.43-2016 压水堆核电厂用不锈钢第43部分：反应堆冷却剂管道接管座用022Cr17Ni12Mo2N奥氏体不锈钢锻件

NB/T 20100-2016 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求

NB/T 20392-2016 非能动压水堆核电厂反应堆压力容器安装及验收技术规程

NB/T 20007.44-2016 压水堆核电厂用不锈钢第44部分：反应堆冷却剂波动管用015Cr17Ni12Mo2N奥氏体不锈钢管

NB/T 20346-2015 压水堆核电厂反应堆厂房环形吊车轨道梁制作与安装技术规程

NB/T 20007.33-2015 压水堆核电厂用不锈钢第33部分:反应堆冷却剂管道用 015Cr17Ni12Mo2N不锈钢锻管

NB/T 20343-2015 压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计制造规范

NB/T 20334-2015 压水堆核电厂反应堆及一回路噪声分析一般要求

NB/T 20304-2014 压水堆核电厂反应堆保护系统安装技术规程

NB/T 20285-2014 压水堆核电厂反应堆系统设计总要求

NB/T 20269-2014 压水堆核电厂反应堆冷却剂泵设计制造规范

NB/T 20007.27-2013 压水堆核电厂用不锈钢.第27部分:反应堆冷却剂管道用奥氏体-铁素体不锈钢铸造弯头和斜接管嘴

NB/T 20007.24-2013 压水堆核电厂用不锈钢.第24部分:反应堆冷却剂泵蜗壳用奥氏体-铁素体不锈钢承压铸件

NB/T 20220-2013 轻水冷却反应堆压力容器辐照监督

NB/T 20254-2013 核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则

NB/T 20005.6-2013 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢.第6部分:反应堆冷却剂泵电动机机座铸件

NB/T 20144-2012 压水堆核电厂反应堆首次临界试验

NB/T 20186-2012 反应堆放射性流出物常规排放所致公众剂量的估算方法

NB/T 20006.13-2012 压水堆核电厂用合金钢第13 部分：反应堆冷却剂泵电动机轴系用合金钢锻件

NB/T 20007.4-2012 压水堆核电厂用不锈钢第4 部分：反应堆冷却剂泵轴用含铌稳定化奥氏体不锈钢锻件

NB/T 20187-2012 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则

NB/T 20173-2012 压水堆核电厂反应堆厂房环吊安装及试验技术规程

NB/T 20159-2012 压水堆核电厂反应堆厂房安全壳钢衬里施工技术规程

NB/T 20154-2012 压水堆核电厂反应堆压力容器老化管理指南

NB/T 20007.26-2012 压水堆核电厂用不锈钢第26 部分：反应堆冷却剂管道用奥氏体-铁素体不锈钢离心浇铸管

NB/T 20007.13-2012 压水堆核电厂用不锈钢第13 部分：反应堆冷却剂管道用控氮奥氏体不锈钢锻造管和弯管

NB/T 20006.5-2012 压水堆核电厂用合金钢第5 部分：反应堆压力容器封头用锰-镍-钼钢锻件

NB/T 20057.4-2012 压水堆核电厂反应堆系统设计 .堆芯.第4部分：燃料相关组件

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

NB/T 20109-2012 压水堆核电厂反应堆厂房中子通量管安装技术规程

NB/T 20112-2012 压水堆核电厂反应堆厂房电缆端接技术规程

NB/T 20007.22-2012 压水堆核电厂用不锈钢.第22部分：反应堆控制棒驱动机构驱动杆用马氏体不锈钢无缝钢管

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

NB/T 20008.1-2012 压水堆核电厂用其他材料.第1部分：反应堆冷却剂系统支承件用合金钢锻件

NB/T 20107-2012 压水堆核电厂反应堆冷却剂泵安装技术规程

NB/T 20101-2012 压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析要求

NB/T 20100-2012 压水堆核电厂反应堆—回路系统和主蒸汽系统超压分析要求

NB/T 20057.2-2012 压水堆核电厂反应堆系统设计.堆芯.第2部分：热工水力设计准则

NB/T 20057.3-2012 压水堆核电厂反应堆系统设计 .堆芯.第3部分：燃料组件

NB/T 20099-2012 压水堆核电厂反应堆冷却剂丧失事故分析要求

NB/T 20006.12-2011 压水堆核电厂用合金钢第12部分：反应堆冷却剂泵主法兰用锰-镍-钼钢锻件

NB/T 20006.4-2011 压水堆核电厂用合金钢第4部分：反应堆压力容器接管嘴用锰-镍-钼钢锻件

NB/T 20045-2011 压水堆核电厂反应堆压力容器安装及验收技术规程

NB/T 20006.2-2011 压水堆核电厂用合金钢第2部分：不承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰-镍-钼钢锻件

NB/T 20006.3-2011 压水堆核电厂用合金钢第3部分：反应堆压力容器过渡段和法兰用锰-镍-钼钢锻件

NB/T 20006.1-2011 压水堆核电厂用合金钢.第1部分：承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰-镍-钼钢锻件

NB/T 20008.2-2010 压水堆核电厂用其他材料.第2部分:蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵和主蒸汽管路支承件用锰-钼-钒合金钢铸件

NB/T 20032-2010 压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则

NB/T 20022-2010 压水堆核电厂反应堆厂房钢衬里穹顶吊装施工技术规程

，关于微型反应堆的标准

TS 1819-1975 系列反应堆

英国标准学会，关于微型反应堆的标准

BS EN 60965-2016 核电站.控制室.不进入主控制室而实现关闭反应堆所用的辅助控制室

BS EN 50216-4-2015 电力变压器和反应堆配件.基本附件(接地端子、排水和填充装置、温度计套和轮组件)

BS ISO 11311-2011 核临界安全.反应堆外均质钚-铀氧化燃料混合物的临界值

BS EN 61558-2-23-2010 电源变压器,反应堆,供电设备及机组的安全性.建筑工地变压器和供电机组测试的详细要求

BS EN 60965-2011 核电站.控制室.不进入主控制室而实现关闭反应堆所用的辅助控制点

BS EN 50216-10-2009 电力变压器和反应堆配件.油-气热交换器

BS EN 50216-11-2008 电力变压器和反应堆配件.油和绕组温度指示器

BS EN 50216-11-2009 电力变压器和反应堆配件.油和绕组温度指示器

BS EN 61558-1-2005 电力变压器、供电、反应堆和类似产品的安全.第1部分:一般要求和试验

BS IEC 60568-2006 核电站.设备安全的重要性.动力反应堆中子注量率（通量）测量堆芯仪表

BS EN 50216-7-2002 电力变压器和反应堆配件.运输油用电泵

BS EN 50216-4-2002 电力变压器和反应堆配件.基本附件(接地端子、排水和填充装置、温度计套和轮组件)

BS EN 50216-3-2002 电力变压器和反应堆配件.密封的液浸变压器和无气垫反应堆用保护继电器

BS EN 50216-5-2002 电力变压器和反应堆配件.液位、压力装置和流量指示计

BS EN 50216-1-2002 电力变压器和反应堆配件.总则

BS EN 50216-2-2002 电力变压器和反应堆配件.液浸变压器和有存油器的反应堆用气体和油驱动的继电器

BS EN 50216-6-2002 电力变压器和反应堆配件.冷却设备.油浸变压器的活动散热器

BS IEC 62117-2000 核反应堆仪表.压力轻水反应堆(PWR).冷停过程中堆芯充分冷却的监测

BS ISO 13463-1999 制造轻水反应堆MOX燃料用核级二氧化钚粉末.帮助定义产品规范的指南

BS ISO 10270-1996 金属和合金的腐蚀.核动力反应堆用锆合金的耐水腐蚀试验

BS EN ISO 10270-2008 金属和合金的腐蚀.核动力反应堆用锆合金的水溶性腐蚀测试

BS 5552-1978 动力反应堆中子注量率(通量)测量用堆芯测量仪的实用规程

行业标准-核工业，关于微型反应堆的标准

EJ/T 20130-2016 船用反应堆安全壳及其系统设计准则

EJ/T 20132-2016 空间热离子反应堆核动力装置热离子燃料元件设计准则

EJ/T 20121-2016 反应堆事故条件下操作干预水平的制定与修正

EJ/T 20044-2014 钠冷快中子增殖堆设计准则反应堆结构总体设计

EJ/T 20050-2014 非反应堆核设施通风系统的设计及运行准则

EJ/T 1238-2014 反应堆燃料组件堆内辐照考验物理热工设计要求

EJ/T 720-2008 压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保湿层设计准则

EJ/T 686-2005 反应堆燃料棒<上标 235>U富集度检测方法γ射线能谱法

EJ/T 560-2002 轻水冷却反应堆压力容器辐照监督

EJ/T 712-2002 压水堆核电厂反应堆压力容器及其相关设备安装要求

EJ/T 1137-2001 压水堆核电厂反应堆控制棒驱动机构设计规范

EJ/T 474-2000 压水堆核电厂反应堆压力容器金属保温层技术条件

EJ/T 1114-2000 压水堆核电厂反应堆首次装料试验

EJ/T 1113-2000 压水堆核电厂反应堆首次临界试验

EJ/T 1115-2000 压水堆核电厂反应堆低功率物理试验

EJ/T 653-1998 高通量工程试验反应堆燃料组件技术条件

EJ/T 320-1998 压水堆核电厂反应堆总体设计准则

EJ/T 1033-1996 压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则

EJ/T 918-1994 压水堆核电厂反应堆压力容器.压力-温度限值曲线制定准则

EJ/T 322-1994 压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则

EJ/T 836-1994 脉冲反应堆调试程序

EJ/T 853-1994 微型反应堆铍反射层设计和使用

EJ/T 800.1-1993 反应堆用抗震、耐振机箱和机柜通用技术条件.地面固定型

EJ/T 800.2-1993 反应堆用抗震、耐振机箱和机柜通用技术条件.舰载型

EJ/T 763-1993 轻水试验研究反应堆水质技术条件

EJ/T 758-1993 压水核电厂反应堆弹棒事故分析准则

EJ/T 733-1992 反应堆燃料棒表面铀沾污测定方法

EJ/T 732-1992 压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则

EJ/T 720-1992 压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计准则

EJ/T 737-1992 反应堆噪声分析一般原则

EJ/T 319-1992 压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则

EJ/T 667-1992 与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护

EJ/T 668-1992 压水堆核电厂反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统设计准则

EJ/T 686-1992 反应堆燃料棒235U富集度检测方法.γ射线能谱法

EJ/T 675-1992 反应堆用裂变电离室

EJ 622-1992 反应堆燃料元件术语

EJ/T 606-1991 压水堆核电厂反应堆压力容器焊缝超声波在役检查

EJ/T 514-1990 研究性反应堆建筑物采暖、通风与空气净化系统设计规范

*EJ/T 448-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆冷却剂泵技术条件

EJ 474-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆压力容器金属箔保温层技术条件

*EJ/T 444-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆核设计内容的规定

*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

*EJ/T 483-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆压力容器技术文件编制准则

*EJ/T 449-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆主系统设备及其支承件安装准则

*EJ/T 446-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆物理启动试验

*EJ/T 478-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆压力容器顶盖组件

*EJ/T 445-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆和功率分布异常分析

*EJ/T 383-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆冷却剂系统设计瞬态规定

*EJ/T 384-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆冷却剂主管道安装技术条件

*EJ/T 400-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.反应堆厂房二回路系统管道安装技术条件

EJ 322-1988 压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则

EJ 320-1988 压水堆核电厂反应堆结构总体设计准则

EJ 326-1988 压水堆核电厂反应堆冷却剂辅助系统设计准则

EJ/T 325-1988 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则

EJ 334-1988 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主设备支承件设计准则

EJ/T 20013-2012 水冷反应堆燃料组件辐照考验装置设计要求

EJ/T 560-1991 反应堆压力容器材料辐照监督要求

EJ/T 20029-2012 反应堆外易裂变材料的核临界安全核临界事故应急准备与响应

EJ/T 20014-2012 水冷反应堆燃料组件辐照考验回路设计要求

EJ/T 712-1992 压水堆核电厂反应堆压力容器及有关设备安装技术要求

EJ/T 20033-2012 空间热离子反应堆核动力装置热工流体力学设计准则

EJ/T 20032-2012 空间热离子反应堆核动力装置铍反射层设计准则

EJ/T 20034-2012 空间热离子反应堆核动力装置核设计准则

EJ/T 318-1992 压水堆核电厂反应堆设计准则

陕西省质量技术监督局，关于微型反应堆的标准

DB61/T 958-2015 内置式秸秆生物反应堆技术规范

辽宁省质量技术监督局，关于微型反应堆的标准

DB21/T 2302-2014 露地秸秆生物反应堆技术规程

行业标准-船舶，关于微型反应堆的标准

CB 20141-2014 核潜艇反应堆舱电缆端头密封工艺

宁夏回族自治区质量技术监督局，关于微型反应堆的标准

DB64/T 972-2014 设施蔬菜秸秆生物反应堆技术规程

美国机械工程师协会，关于微型反应堆的标准

ASME STP-NU-072-2014 小型模块化反应堆 (SMR) 路线图

ASME BPVC Section 3 Division 5-2013 ASME锅炉和压力容器规范.第3节:核设施元部件制造规则.第5分册:高温反应堆

ASME BPVC Section 3 Division 2-2013 ASME锅炉和压力容器规范.第3节:核设施元部件制造规则.第2分册:混凝土反应堆容器和外壳规格

ASME STP-NU-045-1-2012 实施高温气体冷却反应堆(HTGRS)制造用ASME规范路线图

ASME BPVC Section 3 Division 5-2011 ASME锅炉和压力容器规范.第3节:核设施元部件制造规则.第5分册:高温反应堆

ASME C-1-2011 混凝土反应堆容器和安全壳合格证书持有人的数据报告

ASME STP-NU-044-2011 高温反应堆的非破坏性测试(NDE)和在役检测技术(ISI)

ASME BPVC Section 3 Division 2-2010 ASME锅炉和压力容器规范.第3节:核设施元部件制造规则.第2分册:混凝土反应堆容器和外壳规范

ASME BPVC Section 3 Division 5-2010 美国机械工程师协会锅炉和压力容器规程.第3章:核设施部件建造规程.第5节:高温反应堆

ASME STP-NU-010-2008 VHTR & GEN IV反应堆用Sec III的结构设计标准的调整安全问题

ASME BPVC Section 3 Division 2 Addenda 2008-2008 ASME锅炉和压力容器规范.第3节:核设施元件结构用规则.第2分册:混凝土反应堆容器和外壳规范.2008a补充件2008年7月1日

ASME BPVC Section 3 Division 2-2007 ASME锅炉和压力容器规范.第3节:核设施元部件制造规则.第2分册:混凝土反应堆容器和外壳规范

ASME STP-NU-010-2007 VHTR & GEN IV反应堆用Sec III的结构设计标准的调整安全问题

ASME BPVC Section 3 Division 2 Addenda 2006-2006 ASME锅炉和压力容器规范.第3部分:核设备元件结构规则.第2分册.混凝土反应堆容器和外壳规范.补充件2006

ASME BPVC Section 3 Division 2 Addenda-2005 ASME锅炉和压力容器规范.第3部分:核设备元件结构原理.2类.混凝土反应堆容器和安全壳规范.补充件2005

ASME B00032-2004 第III节:第2部分.混凝土反应堆安全壳用规范.到期日期:2004年7月

ASME BPVC Section 3 Division 2-2004 ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第2分册.混凝土反应堆容器和外壳规范

ASME SEC XI D1 NMA APP K-2003 附录K.低上平台夏比冲击能级反应堆容器的评估

ASME S00032 ADDENDA-2002 第III节:第2部分.混凝土反应堆容器和安全壳用规范

ASME S00033-2001 第III节:第2部分.混凝土反应堆容器和安全壳用规范

ASME S00032-2001 第III节:第2部分.混凝土反应堆容器和安全壳用规范

ASME S00032 ADDENDA-2001 第III节:第2部分.混凝土反应堆安全壳用规范

ASME BPVC Section 3 Division 2-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第2分册.混凝土反应堆容器和外壳标准

ASME N-521-2001 压水反应堆(PWR)容器喷嘴和容器间焊缝、内径截面、喷嘴和安全端间焊缝的检查延期用替代规则.第XI节,第1部分.已作废

ASME N-613-1-2001 容器中全熔透喷嘴的超声检查,B-D类检查,产品编号:B3.10和B3.90,反应堆喷嘴和容器间的焊缝,图.IWB-2500-7(a)、(b)和(c)第XI节,第1部分;补充件6

ASME N-618-2001 作为运输安全壳系统使用的反应堆压力容器.第XI节,第1部分;(补充件10)

ASME N-505-2001 反应堆安全壳结构中电渗透组件用作为密封焊缝的对接焊缝检查的替代原则.第III节,第1部分

ASME N-702-2001 沸水反应堆(BWR)喷嘴内部半径和喷嘴和壳体间焊缝的替代要求.第XI节,第1部分;(补充件12)

ASME N-648-1-2001 1级反应堆容器喷嘴内部半径检查用替代要求.第XI节,第1部分

ASME N-575-2001 带座板式喷嘴的反应堆容器中全贯穿喷嘴-容器间焊缝用替代检查要求.第XI节,第1部分

ASME N-664-2001 无包层反应堆压力容器焊缝的检查用性能演示要求,不包含法兰焊缝.第XI节,第1部分;补充件6

ASME 2318-2001 核材料流化床反应堆用替代法兰接头设计.第VIII节,第1部分

ASME N-697-2001 控制杆驱动和仪器喷嘴外壳上保压焊缝用压水反应堆(PWR)检查和替代检查要求.第XI节,第1部分;(补充件11)

ASME N-588-2001 反应堆容器中环形焊缝用附录G的替代参考缺陷定位.第XI节,第1部分

ASME N-545-2001 反应堆容器性能演示检测测试的操作替代要求.第XI节,第1部分

ASME N-694-2001 PWR反应堆容器上部封头渗透喷嘴用评估程序和评估标准.第XI节,第1部分;(补充件10)

ASME N-512-1-2001 低上平台夏比冲击能级反应堆容器的评估.第XI节,第1部分.已作废

ASME N-691-2001 压水反应堆容器用提高检查间隔用风险指导识别的应用.第XI节,第1部分;(补充件11)

ASME SEC III D2 ADD-1999 BPVC.第III节.1999补充件.核设施组件的施工规则.第2部分:混凝土反应堆容器和安全壳用规范.ACI 359-98;未归档

ASME SEC III DIVISION 2-1998 BPVC.第III节.核电站组件施工规则.第2部分:混凝土反应堆容器和安全壳用规范.ACI 359-98;未归档

ASME PTC 32.2 Report-1978 轻水反应堆中核燃料性能测试方法

山东省质量技术监督局，关于微型反应堆的标准

DB37/T 2498.6-2014 秸秆生物反应堆技术第6部分：设施茄子生产技术规程

DB37/T 2498.1-2014 秸秆生物反应堆技术第1部分：设施西葫芦生产技术规程

DB37/T 2498.5-2014 秸秆物反应堆技术第5部分：设施黄瓜生产技术规程

DB37/T 2498.9-2014 秸杆生物反应堆技术第9部分：设施大樱桃生产技术规程

DB37/T 2498.3-2014 秸秆生物反应堆技术第3部分：设施甜椒生产技术规程

DB37/T 2498.2-2014 秸秆生物反应堆技术第2部分：设施甜瓜生产技术规程

DB37/T 2498.8-2014 秸秆生物反应堆技术第8部分：设施草莓生产技术规程

DB37/T 2498.7-2014 秸秆生物反应堆技术第7部分：设施西瓜生产技术规程

DB37/T 2498.4-2014 秸秆生物反应堆技术第4部分：设施马铃薯生产技术规程

韩国标准，关于微型反应堆的标准

KS C IEC 60709-2012 反应堆防护系统内部的隔离

KS C IEC 60965-2012 不通过主控制室的关闭反应堆用辅助控制点

KS C IEC 60568-2009 核电站.仪器安全重要性.动力反应堆内中子注量率(通量)测量用堆芯仪表

KS C IEC 62117-2009 核反应堆仪表.加压轻水反应堆(PWR).冷停过程中堆芯充分冷却的监测

KS C IEC 60910-2009 早期检测轻水反应堆偏离正常运行工况用的安全壳监测仪表

KS A ISO 10645-2006 核能.轻水反应堆.核燃料衰变的热输出计算

KS C IEC 60911-2004 加压轻水反应堆堆芯中适度冷却的监测

KS C IEC 60951-5-2004 核电站.事故中和事故后辐射情况的监控设备.第5部分:轻水反应堆核电站中空气中的放射性

KS D ISO 10270-2003 金属和合金的腐蚀.核动力反应堆用锆合金的水腐蚀试验

法国标准化协会，关于微型反应堆的标准

NF C19-208-2011 核电站.控制室.不通过主控制室的关闭反应堆用的辅助控制点

NF M60-443-2011 核临界安全:反应堆外匀质钚铀氧化物燃料混合物的临界值.

NF M60-441-2011 用极限燃耗效益法对含有压水反应堆二氧化铀燃料的系统进行评估,并判定核临界安全性.

NF C52-558-2-20-2011 安全变压器,反应堆,电源装置和组合.第2-20部分:特殊要求和小型反应堆的试验.

NF C52-741-2011 变压器,反应堆,电源装置和组合的安全性.电磁兼容性要求.

NF A05-401-2008 金属和合金的腐蚀.核动力反应堆用锆合金的水腐蚀试验

NF C52-558-1-2006 动力变压器,动力供应,反应堆和类似产品的安全性.第1部分:一般要求和试验

NF M60-416-2000 核能.轻水反应堆MOX燃料生产用核级二氧化钚粉末.产品规范定义协助导则

NF T30-900-1996 涂料和清漆.核工业涂料.控制事故条件下的性能试验和涂料系统的可维修性(压水反应堆)

NF T30-903-1988 涂料和清漆.核工业涂料.电离辐射特性试验(压水反应堆)

欧洲电工标准化委员会，关于微型反应堆的标准

EN 60965-2011 核电厂.控制室.不进入主控制室实现反应堆停堆的辅助控制点

EN 61558-2-9-2011 变压器,反应堆,供电机组及其组合的安全性.第2-9部分:III类手提式钨丝灯用变压器和供电机组的特殊要求和试验

EN 61558-2-8-2010 变压器,反应堆,供电机组及其组合的安全性.第2-8部分:电铃和电钟用变压器和供电机组的特殊要求和试验

EN 61558-2-3-2010 变压器,反应堆,供电机组及其组合的安全性.第2-3部分:气体燃烧器和燃油器用点火变压器的特殊要求和试验

EN 61558-2-5-2010 变压器,反应堆,供电机组及其组合的安全性.第2-5部分:剃须刀用变压器及其电源装置的特殊试验和要求

EN 61558-2-23-2010 变压器,反应堆,供电机组及其组合的安全性.第2-23部分:建筑工地用变压器和供电机组的特殊要求和试验

EN 50216-3-2002 电源变压器和电抗器装置.第3部分:无气垫的液体浸渍密封变压器和反应堆用保护继电器;包含修改件A1-2002年12月;A2-2006年10月

美国核协会，关于微型反应堆的标准

ANS 19.3-2011 动力反应堆稳态中子分析法

ANS 57.5 ERTA-2010 轻水反应堆燃料组件机械设计与评估

ANS 15.11-2009 研究用反应堆设施的辐射防护

ANS 15.16-2008 研究用反应堆的应急计划

ANS 15.4-2007 研究用反应堆人员的选择和培训

ANS 15.1-2007 研究用反应堆技术规范的发展

ANS 19.6.1-2005 受压水反应堆用再填充启动物理试验

ANS 8.17-2004 反应堆外部LWR燃料的处理、储存和运输的临界安全标准

ANS 14.1-2004 快速脉冲反应堆的操作

ANS 8.14-2004 反应堆外部核设施中可溶性中子吸收剂的使用

ANS 19.1-2002 反应堆设计计算用核数据集

ANS 5.10-1998 非反应堆核设施中的空气释分

ANS 8.1-1998 反应堆外部裂变物质操作中的核临界安全性

ANS 19.11-1997 水慢化动力反应堆反应性的慢化剂温度系数的计算和测量

ANS 57.10-1996 轻水反应堆废燃料的压力设计准则

ANS 15.21-1996 研究用反应堆安全分析报告的格式和内容

ANS 58.6-1996 轻水反应堆远程关闭准则

ANS 57.5-1996 轻水反应堆燃料组件的机械设计和评估

ANS 15.8-1995 研究用反应堆质量保证计划要求

ANS 8.21-1995 反应堆外部核设施中固定中子吸收剂的使用

ANS 55.6-1993 轻水反应堆核电站液态放射性废物处理系统

ANS 55.4-1993 轻水反应堆工厂气态放射性废物处理系统

ANS 57.1-1992 轻水反应堆燃料处理系统的设计要求

ANS 55.1-1992 轻水冷却反应堆工厂中固体放射性废物的处理系统

ANS 51.10-1991 加压水反应堆的辅助供水系统

ANS 8.12-1987 反应堆外部钚铀混合燃料核临界控制和安全性

ANS 6.3.1-1987 轻水反应堆中辐射屏蔽的测试程序

ANS 15.17-1981 研究用反应堆消防程序标准

ANS 19.4-1976 核分析验证用参考动力反应堆物理测量的采集和文件指南

行业标准-电力，关于微型反应堆的标准

DL/T 1142-2009 核电厂反应堆控制系统软件测试

DL/T l142-2009 核电厂反应堆控制系统软件测试

加拿大标准协会，关于微型反应堆的标准

CSA N293-07 UPD 2-2009 加拿大重水铀反应堆(CANDU)核电站火灾防护.第3版

CSA N285.0-08/N285.6 SERIES-08-2008 加拿大重水铀反应堆(CANDU)核电站中的压力保持系统和组件的一般要求/CANDU核电站反应堆部件的材料标准(第1版)[代替:CSA N285.0-06,CSA N285.0-95-CAN/CSA,CSA N285.0-95-CAN/

CSA N287.7-08-2008 加拿大重水铀反应堆(CANDU)核电站用混凝土反应堆的外壳结构在运行中的检查和试验要求

CSA N287.2-08-2008 加拿大重水铀反应堆核电厂混凝土外壳结构的材料要求.第5版

CSA N291-08-2008 加拿大重水铀反应堆核电厂安全相关结构的要求.第1版

CSA N285.8-05 UPD 1-2007 CANDU反应堆,锆合金压力管在线技术评估要求.

CSA N285.6 SERIES-05-2005 加拿大CANDU核电站,反应堆组件材料标准.

CSA N285.8-05-2005 CANDU反应堆,锆合金压力管在线技术评估要求.第1版

CSA N285.6 SERIE-88-1988 加拿大CANDU核电站反应堆组件材料标准.通用指令第1号

CSA N290.4-M82-CAN3-1982 CANDU核电站反应堆调节系统的要求,通用指令第1号