新型核反應(yīng)堆檢測報告如何辦理？檢測項目及標準有哪些？百檢第三方檢測機構(gòu)，嚴格按照新型核反應(yīng)堆檢測相關(guān)標準進行測試和評估。做檢測，找百檢。我們只做真實檢測。
ENES涉及新型核反應(yīng)堆的標準有499條。
國際標準分類中，新型核反應(yīng)堆涉及到核能工程、詞匯、鋼鐵產(chǎn)品、橡膠和塑料制品、變壓器、電抗器、電感器、建筑物結(jié)構(gòu)、廢物、圖形符號、輻射防護、事故和災(zāi)害控制、輻射測量、建筑物的防護、試驗條件和規(guī)程綜合、信息技術(shù)應(yīng)用、熱力學(xué)和溫度測量、閥門、金屬材料試驗、聲學(xué)和聲學(xué)測量、空氣質(zhì)量、管道部件和管道、燃燒器、鍋爐、消防、貨物的包裝和調(diào)運綜合、金屬的腐蝕、涂料和清漆。
在中國標準分類中，新型核反應(yīng)堆涉及到核反應(yīng)堆與核電廠核島設(shè)備、核反應(yīng)堆綜合、核儀器與核探測器綜合、堆用核儀器、核電廠核島、核燃料元件及其分析試驗方法、動力堆、醫(yī)用核儀器、通用核儀器、、鋼板、鋼帶、電感器、變壓器、基礎(chǔ)標準與通用方法、供熱堆、核材料、核燃料及其分析試驗方法、標志、包裝、運輸、貯存、石墨材料、研究試驗堆、輻射防護與監(jiān)測綜合、電子計算機應(yīng)用、核輻射事故應(yīng)急與處理、生產(chǎn)堆、核設(shè)施的輻射安全、輻射防護監(jiān)測與評價、核材料、核燃料綜合、鋼錠、鋼坯、衛(wèi)生、安全、勞動保護、核材料、核燃料生產(chǎn)、處理設(shè)備和設(shè)施、放射性三廢處理、核探測器、反應(yīng)堆、核電廠安全配電設(shè)備、鋼管、鑄鐵管、太陽能、消防綜合、有色金屬及其合金產(chǎn)品綜合、稀有高熔點金屬及其合金、金屬化學(xué)性能試驗方法、型鋼、異型鋼、鋼鐵產(chǎn)品綜合、涂料、管路附件。
SE-SIS，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
SIS SS IEC 639:1981核檢測儀表．核反應(yīng)堆．非安全目的核反應(yīng)堆保護系統(tǒng)
SIS SS IEC 232:1983核檢測儀表．核反應(yīng)堆使用儀器一般特征
SIS SS IEC 231:1983核檢測儀表．核反應(yīng)堆使用儀器一般原理
SIS SS-ISO 10 645:1992核能．輕水反應(yīng)堆．原子核燃料衰變熱力計算
SIS SS IEC 671:1983核檢測儀表．核反應(yīng)堆保護系統(tǒng)．定期檢查監(jiān)測
SIS SS IEC 737:1984核檢測儀表．核動力反應(yīng)堆堆芯或堆主包殼內(nèi)溫度測量．特性和測試方法
SIS SS IEC 911:1988核檢測儀表．加壓輕水反應(yīng)堆堆芯充分冷卻的測量法
SIS SS IEC 568:1981核檢測儀表．動力反應(yīng)堆中子通量（通量）測量堆芯儀表
HU-MSZT，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
MSZ 14345/2-1976核能，核反應(yīng)堆的概念
MSZ 24030/2-1980核反應(yīng)堆設(shè)備 儲藏分類
MSZ 24030/1-1979核反應(yīng)堆設(shè)備分類，包裝和運輸
MSZ 19357/8-1984固態(tài)劑量。測定熱中子通量密度核反應(yīng)堆使用熱探測器
IAEA - International Atomic Energy Agency，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
NS-G-1.12-2005核電站反應(yīng)堆堆芯設(shè)計
NS-G-1.10-2004核電站反應(yīng)堆安全殼系統(tǒng)設(shè)計
NS-G-1.9-2004核電站反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及相關(guān)系統(tǒng)的設(shè)計
美國機械工程師協(xié)會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
ASME N-7-2010核反應(yīng)堆密閉度
ASME N-7-2002核反應(yīng)堆外殼數(shù)據(jù)報告
ASME STP-NU-009-2008高溫氣體冷卻核反應(yīng)堆用石墨
ASME PTC 32.2 Report-1978輕水反應(yīng)堆中核燃料性能測試方法
ASME STP-NU-072-2014小型模塊化反應(yīng)堆 (SMR) 路線圖
ASME N-1-2011核反應(yīng)堆容器合格證書持有人的數(shù)據(jù)報告
ASME RA-S-1.4-2021先進非輕水反應(yīng)堆核電站概率風險評估標準
ASME RA-S-1.2-2014輕水反應(yīng)堆（LWR）核電廠應(yīng)用的嚴重事故進展和放射性釋放（2 級）PRA 標準
ASME 2318-2001核材料流化床反應(yīng)堆用替代法蘭接頭設(shè)計.第VIII節(jié),第1部分
英國標準學(xué)會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
BS ISO 4233:2023反應(yīng)堆技術(shù) 核聚變反應(yīng)堆 核聚變反應(yīng)堆高溫承壓部件熱氦泄漏檢測方法
BS ISO 12749-5:2018核能、核技術(shù)和放射防護 詞匯 核反應(yīng)堆
BS IEC 62117:2000核反應(yīng)堆儀表.壓力輕水反應(yīng)堆(PWR).冷停過程中堆芯充分冷卻的監(jiān)測
BS IEC 62117:1999核反應(yīng)堆儀表 壓水反應(yīng)堆（PWR） 在冷停機期間監(jiān)測堆芯內(nèi)是否有足夠的冷卻
BS 4877:1972核反應(yīng)堆儀表的一般原理推薦標準
BS ISO 10645:2022核能 輕水反應(yīng)堆 非回收核燃料中的衰變熱能
BS 6078:1981核反應(yīng)堆儀表和控制裝置計算機應(yīng)用指南
BS 4877:2016跟蹤更改 核反應(yīng)堆儀表與控制 實踐守則
21/30381261 DCBS ISO 10645 核能 輕水反應(yīng)堆 非回收核燃料中的衰變熱能
21/30434328 DCBS EN 63374 核電站 對安全很重要的儀表系統(tǒng) 核反應(yīng)堆反應(yīng)性計的特點及測試方法
BS ISO 26802:2010核設(shè)施.核反應(yīng)堆用防泄漏和通風系統(tǒng)設(shè)計和操作準則
BS IEC 61501:1998核反應(yīng)堆儀表 寬范圍中子注量率計 均方電壓法
BS ISO 23466:2020壓水堆核電站反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主要設(shè)備和管道絕熱設(shè)計標準
BS ISO 2889:2010從核反應(yīng)堆和核設(shè)施管道中對放射性物質(zhì)進行空氣傳播取樣
BS IEC 61501:2001核反應(yīng)堆儀器儀表.寬范圍中子流量儀.平方電壓法
ASME 3 Div5-2021第三節(jié)，核設(shè)施部件建造規(guī)則 - 第 5 部分，高溫反應(yīng)堆
ASME 3 Div5-2019第三節(jié)，核設(shè)施部件建造規(guī)則 - 第 5 部分，高溫反應(yīng)堆
BS IEC 60568:2006核電站.設(shè)備安全的重要性.動力反應(yīng)堆中子注量率（通量）測量堆芯儀表
23/30469793 DCBS IEC 60911 核電站 儀表系統(tǒng) 監(jiān)測加壓輕水反應(yīng)堆堆芯內(nèi)充分冷卻的測量
BS ISO 16966:2013核能. 核燃料技術(shù). 評估核反應(yīng)堆產(chǎn)生的活性廢料放射性的理論活性計算方法
BS EN ISO 18229:2021第四代核反應(yīng)堆機械部件和金屬結(jié)構(gòu)的基本技術(shù)要求
BS EN 60965:2016跟蹤更改 核電廠 控制室 用于反應(yīng)堆停堆的輔助控制室 無需進入主控制室
20/30380951 DCBS ISO 23466.壓水堆核電站反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主要設(shè)備和管道的絕熱設(shè)計標準
BS ISO 11311:2011核臨界安全.反應(yīng)堆外均質(zhì)钚-鈾氧化燃料混合物的臨界值
BS ISO 10270:1996金屬和合金的腐蝕.核動力反應(yīng)堆用鋯合金的耐水腐蝕試驗
BS ISO 11311:2011+A1:2022核臨界安全 反應(yīng)堆外均質(zhì)钚-鈾氧化物燃料混合物的臨界值
國際電工委員會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
IEC 61505:1998核反應(yīng)堆儀表 沸水反應(yīng)堆(BWR) 穩(wěn)定性監(jiān)測
IEC 61343:1996核反應(yīng)堆儀表 沸水反應(yīng)堆(BWR) 堆芯充分冷卻監(jiān)測用反應(yīng)容器的測量
IEC 62118:2000核反應(yīng)堆儀表 VVER型加壓輕水反應(yīng)堆(PWR) 冷停過程中堆芯充分冷卻的監(jiān)測
IEC 60231:1967核反應(yīng)堆儀表一般原則
IEC 60557:1982核反應(yīng)堆領(lǐng)域的IEC術(shù)語
IEC 60231D:1975核反應(yīng)堆儀表一般原則 補充4:壓水反應(yīng)堆儀表原則
IEC 60232:1966核反應(yīng)堆儀器的一般特性
IEC 60231G:1977核反應(yīng)堆儀表一般原則 補充7:液態(tài)金屬冷卻快中子反應(yīng)堆
IEC 60231B:1972核反應(yīng)堆儀表一般原則 補充2:直接循環(huán)沸水反應(yīng)堆儀表原則
IEC 60231C:1974核反應(yīng)堆儀表一般原則 補充3:石墨慢化氣體冷卻反應(yīng)堆儀表
IEC 60231A:1969核反應(yīng)堆儀表一般原則 補充1
IEC 60231F:1977核反應(yīng)堆儀表一般原則 補充6:蒸汽生成、直接循環(huán)、重水慢反應(yīng)堆
IEC TR 61510:1996RBMK核反應(yīng)堆-儀表和控制建議改進
IEC TR3 61510:1996RBMK核反應(yīng)堆 儀表和控制改進的建議
IEC 60639:1979核反應(yīng)堆 保護系統(tǒng)用于非安全目的
IEC 60231E:1977核反應(yīng)堆儀表一般原則 補充5:間接循環(huán)高溫氣體冷卻反應(yīng)堆儀表原則
IEC 60671:1980核反應(yīng)堆防護系統(tǒng)的定期試驗和監(jiān)測
IEC 61502:1999核電廠 加壓水反應(yīng)堆 內(nèi)部結(jié)構(gòu)振動監(jiān)測
IEC 61224:1993核反應(yīng)堆 電阻溫度探測器(RTD)的響應(yīng)時間 現(xiàn)場測量
IEC 60643:1979數(shù)字計算機在核反應(yīng)堆儀器和控制裝置中的應(yīng)用
IEC 60737:1982核動力反應(yīng)堆中堆芯溫度或主包殼溫度測量 特性和試驗方法
IEC 61501:1998核反應(yīng)堆儀表 寬范圍中子通量比率儀 均方電壓法
IEC 60965:2016核電廠 - 控制室 - 無法進入主控室的反應(yīng)堆停機輔助控制室
IEC 61250:1994核反應(yīng)堆 安全重要儀表和控制系統(tǒng) 冷卻劑系統(tǒng)的泄漏檢測
US-FCR，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
FCR NE-F-3-10T (1)-1979反應(yīng)堆核心部件的無損檢測（新設(shè)計無效）
FCR NE-F-3-10T-1977反應(yīng)堆核心部件的無損檢測（新設(shè)計無效）
FCR NE-F-3-10T (2)-1980反應(yīng)堆核心部件的無損檢測（新設(shè)計無效）
FCR DOE 5480.6-1986能源部核反應(yīng)堆安全
FCR DOE 5480.30-1993核反應(yīng)堆安全設(shè)計準則
FCR NE-F-6-2T-1973反應(yīng)堆核心部件和測試組件的焊接
FCR DOE-STD-101-92-1992可能應(yīng)用于能源部非反應(yīng)堆核設(shè)施的核安全標準匯編
行業(yè)標準-核工業(yè)，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
EJ/T 567-1991核反應(yīng)堆儀表術(shù)語
EJ/T 318-1992壓水堆核電廠反應(yīng)堆設(shè)計準則
EJ/T 1014-2005核反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)中子反應(yīng)率分布和反應(yīng)性的確定
EJ/T 1113-2000壓水堆核電廠反應(yīng)堆*次臨界試驗
EJ/T 1114-2000壓水堆核電廠反應(yīng)堆*次裝料試驗
EJ/T 320-1998壓水堆核電廠反應(yīng)堆總體設(shè)計準則
EJ/T 1115-2000壓水堆核電廠反應(yīng)堆低功率物理試驗
EJ/T 319-1992壓水堆核電廠反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計準則
EJ 320-1988壓水堆核電廠反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)總體設(shè)計準則
EJ/T 322-1994壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器設(shè)計準則
EJ 322-1988壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器設(shè)計準則
EJ/T 444-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆核設(shè)計內(nèi)容的規(guī)定
EJ/T 325-1988壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計準則
EJ/T 853-1994微型反應(yīng)堆鈹反射層設(shè)計和使用
EJ/T 20034-2012空間熱離子反應(yīng)堆核動力裝置 核設(shè)計準則
EJ/T 720-2008壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道和設(shè)備保濕層設(shè)計準則
EJ/T 720-1992壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道和設(shè)備保溫層設(shè)計準則
EJ/T 1137-2001壓水堆核電廠反應(yīng)堆控制棒驅(qū)動機構(gòu)設(shè)計規(guī)范
EJ 326-1988壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑輔助系統(tǒng)設(shè)計準則
EJ/T 446-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆物理啟動試驗
EJ/T 758-1993壓水核電廠反應(yīng)堆彈棒事故分析準則
EJ/T 20032-2012空間熱離子反應(yīng)堆核動力裝置鈹反射層設(shè)計準則
EJ/T 474-2000壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器金屬保溫層技術(shù)條件
EJ/T 448-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆冷卻劑泵技術(shù)條件
EJ/T 732-1992壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器承壓熱沖擊評定準則
EJ/T 606-1991壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器焊縫超聲波在役檢查
EJ/T 478-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆壓力容器頂蓋組件
EJ/T 20029-2012反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全 核臨界事故應(yīng)急準備與響應(yīng)
EJ/T 712-2002壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器及其相關(guān)設(shè)備安裝要求
EJ/T 1033-1996壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器防止快速斷裂評定準則
EJ/T 445-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆和功率分布異常分析
EJ/T 503-1990三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)計和制造技術(shù)條件
EJ/T 959-1995核反應(yīng)堆內(nèi)熱中子通量測量數(shù)據(jù)處理方法
EJ/T 712-1992壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器及有關(guān)設(shè)備安裝技術(shù)要求
EJ 334-1988壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主設(shè)備支承件設(shè)計準則
EJ/T 383-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計瞬態(tài)規(guī)定
EJ/T 918-1994壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器 壓力-溫度限值曲線制定準則
EJ/T 20050-2014非反應(yīng)堆核設(shè)施通風系統(tǒng)的設(shè)計及運行準則
EJ/T 493-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆堆芯中子通量測量系統(tǒng)管系設(shè)計規(guī)定
EJ/T 483-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆壓力容器技術(shù)文件編制準則
EJ/T 384-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆冷卻劑主管道安裝技術(shù)條件
EJ/T 668-1992壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界泄漏探測系統(tǒng)設(shè)計準則
EJ/T 449-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆主系統(tǒng)設(shè)備及其支承件安裝準則
EJ 474-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆壓力容器金屬箔保溫層技術(shù)條件
EJ/T 400-1989三十萬千瓦壓水堆核電廠 反應(yīng)堆廠房二回路系統(tǒng)管道安裝技術(shù)條件
EJ/T 20033-2012空間熱離子反應(yīng)堆核動力裝置熱工流體力學(xué)設(shè)計準則
EJ/T 20132-2016空間熱離子反應(yīng)堆核動力裝置熱離子燃料元件設(shè)計準則
RO-ASRO，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
STAS 6729/2-1984核能．核反應(yīng)堆技術(shù)．術(shù)語表
STAS 6729/1-1982核能．物理反應(yīng)堆詞匯表
STAS 12912-1990核反應(yīng)堆儀表和防護的輻射探測器特性和測試方法
國家質(zhì)檢總局，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
GB/T 12789.3-1992核反應(yīng)堆儀表準則第3部分:高溫氣冷反應(yīng)堆
GB 12789.3-1992核反應(yīng)堆儀表準則 第三部分： 高溫氣冷反應(yīng)堆
GB/T 13368-1992微型中子源反應(yīng)堆核燃料棒技術(shù)條件
GB/T 13368-2008微型中子源反應(yīng)堆核燃料棒技術(shù)條件
GB/T 8995-1988核反應(yīng)堆中子注量率測量堆芯儀表
GB/T 8995-2008核反應(yīng)堆中子注量率測量堆芯儀表
GB 12789.2-1991核反應(yīng)堆儀表準則 第二部分: 壓水堆
GB/T 12789.2-1991核反應(yīng)堆儀表準則第2部分:壓水堆
GB/T 41591-2022壓水堆核電廠反應(yīng)堆*次臨界試驗
GB/T 4960.2-1996核科學(xué)技術(shù)術(shù)語裂變反應(yīng)堆
GB/T 4083-1983核反應(yīng)堆保護系統(tǒng)安全準則
GB/T 4083-2005核反應(yīng)堆保護系統(tǒng)安全準則
GB/T 12789.4-1994核反應(yīng)堆儀表準則第4部分:液態(tài)金屬冷卻快堆
GB/T 12789.4-94核反應(yīng)堆儀表準則 第四部分: 液態(tài)金屬冷卻快堆
GB 12789.1-1991核反應(yīng)堆儀表準則 第一部分: 一般原則
GB/T 12789.1-1991核反應(yīng)堆儀表準則第1部分:一般原則
GB/T 13628-1992核反應(yīng)堆保護系統(tǒng)用于非安全目的準則
GB/T 5203-2011核反應(yīng)堆安全邏輯裝置特性和檢驗方法
GB/T 5203-1985核反應(yīng)堆安全邏輯裝置特性和檢驗方法
GB 15146.8-1994反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全堆外操作、貯存、運輸輕水堆燃料單元的核臨界安全準則
GB/T 7164-1994用于核反應(yīng)堆的輻射探測器特性及其測試方法
GB/T 7164-2004用于核反應(yīng)堆的輻射探測器特性及其測試方法
GB/T 7166-2015核電廠反應(yīng)堆堆芯和主冷卻劑回路內(nèi)溫度計的特性和試驗方法
GB 15146.1-1994反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全核臨界安全行政管理規(guī)定
GB 15146.8-2008反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全.第8部分:堆外操作、貯存、運輸輕水堆燃料的核臨界安全準則
GB/T 43062-2023核能反應(yīng)堆壓力容器和堆內(nèi)構(gòu)件中子注量和原子離位次數(shù)（dpa）的確定
GB 15146.3-1994反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全易裂變材料貯存的核臨界安全要求
GB 15146.1-2008反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全.第1部分:核臨界安全行政管理規(guī)定
GB 15146.10-2001反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全固定中子吸收體的應(yīng)用安全要求
韓國科技標準局，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
KS C IEC 60231D:2012核反應(yīng)堆儀器通用原理的附屬書D.加壓水核反應(yīng)堆儀器
KS C IEC 60557:2004核反應(yīng)堆領(lǐng)域的IEC術(shù)語
KS C IEC 60231:2012核反應(yīng)堆儀器通用原理
KS D 3748-2008(2018)鋼核反應(yīng)堆蒸汽蒸發(fā)器
KS C IEC 62117-2009(2019)核反應(yīng)堆儀表－加壓輕水反應(yīng)堆（PWR）－冷停堆期間監(jiān)測堆芯內(nèi)的充分冷卻
KS D 3748-2008核反應(yīng)堆蒸汽發(fā)生機用鋼
KS D 3748-1993核反應(yīng)堆蒸汽蒸發(fā)器用鋼
KS C IEC 60231-2012(2017)核反應(yīng)堆儀表的一般原則
KS C IEC 60231-2012(2022)核反應(yīng)堆儀表的一般原理
KS C IEC 62117:2009核反應(yīng)堆儀表.加壓輕水反應(yīng)堆(PWR).冷停過程中堆芯充分冷卻的監(jiān)測
KS A ISO 10979-2012(2022)核動力反應(yīng)堆燃料組件的識別
KS C IEC 60231A:2012核反應(yīng)堆儀器通用原則.補充版1
KS A ISO 10645:2006核能.輕水反應(yīng)堆.核燃料衰變的熱輸出計算
KS A ISO 10645-2006(2021)核能輕水反應(yīng)堆核燃料衰變熱功率的計算
KS C IEC 61224:2012核反應(yīng)堆.電阻溫度探測器(RTD)的響應(yīng)時間.
KS A ISO 17873-2012(2017)核設(shè)施非核反應(yīng)堆核設(shè)施通風系統(tǒng)設(shè)計和運行準則
KS C IEC 60671:2012核反應(yīng)堆防護系統(tǒng)的定期試驗和監(jiān)視
KS A ISO 17873-2012(2022)核設(shè)施－核反應(yīng)堆以外的核設(shè)施通風系統(tǒng)的設(shè)計和運行標準
KS C IEC 61224-2012(2022)核反應(yīng)堆－電阻溫度檢測器（RTD）的響應(yīng)時間－現(xiàn)場測量
KS C IEC 61224-2012(2017)核反應(yīng)堆電阻式溫度檢測器（RTD）響應(yīng)時間現(xiàn)場測量
KS C IEC 60965-2012(2017)核電廠－控制室－不進入主控制室的反應(yīng)堆停堆輔助控制點
KS A ISO 17873:2012核設(shè)施.除核反應(yīng)堆之外的核裝置用通風系統(tǒng)設(shè)計和運行標準
KS C IEC 60965-2012(2022)核電廠－控制室－反應(yīng)堆停堆的輔助控制點 無需進入主控制室
KS C IEC 60231A-2012(2017)核反應(yīng)堆儀表總負責人－出版物60231（1967）的第一次增補
KS C IEC 60231A-2012(2022)核反應(yīng)堆儀表的一般原理－出版物60231（1967）的第一次補充
KS C IEC 60911-2004(2019)用于監(jiān)測加壓輕水反應(yīng)堆核心內(nèi)的充分冷卻的測量
KS C IEC 60568:2009核電站.儀器安全重要性.動力反應(yīng)堆內(nèi)中子注量率(通量)測量用堆芯儀表
KS D ISO 10270-2016(2021)金屬和合金的腐蝕－核電反應(yīng)堆用鋯合金的水腐蝕試驗
KS D ISO 10270:2003金屬和合金的腐蝕.核動力反應(yīng)堆用鋯合金的水腐蝕試驗
KS C IEC 61250-2006(2016)核反應(yīng)堆安全重要儀表和控制系統(tǒng)冷卻劑系統(tǒng)泄漏檢測
KS C IEC 61250:2006核反應(yīng)堆.安全重要儀表和控制系統(tǒng).冷卻劑系統(tǒng)的泄漏檢測
ANS - American Nuclear Society，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
19.3-1983核反應(yīng)堆中子反應(yīng)率分布和反應(yīng)性的測定
19.3-1995核反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)中子反應(yīng)率分布和反應(yīng)性的測定
19.3-2005核動力反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)中子反應(yīng)率分布和反應(yīng)性的確定
19.3.4-2002核反應(yīng)堆中熱能沉積率的測定
19.3.4-1976核反應(yīng)堆中熱能沉積率的測定
19.1-1983用于反應(yīng)堆設(shè)計計算的核數(shù)據(jù)集
19.1-2019用于反應(yīng)堆設(shè)計計算的核數(shù)據(jù)集
19.1-2002用于反應(yīng)堆設(shè)計計算的核數(shù)據(jù)集
5.10-1998非反應(yīng)堆核設(shè)施的空氣釋放分數(shù)
N45.4-1972核反應(yīng)堆安全殼結(jié)構(gòu)的泄漏率測試
19.6.1-2011重新加載壓水反應(yīng)堆的啟動物理測試
19.6.1-2005重新加載壓水反應(yīng)堆的啟動物理測試
19.6.1-1985重新加載壓水反應(yīng)堆的啟動物理測試
19.6.1-1997重新加載壓水反應(yīng)堆的啟動物理測試
58.16-2014非反應(yīng)堆核設(shè)施的安全分類和設(shè)計準則
8.1-2014反應(yīng)堆外裂變材料運行中的核臨界安全
8.1-1983反應(yīng)堆外裂變材料運行中的核臨界安全
8.1-1998反應(yīng)堆外裂變材料運行中的核臨界安全
54.1-1989液態(tài)金屬反應(yīng)堆核電站通用安全設(shè)計準則
53.1-2011模塊化氦冷反應(yīng)堆裝置的核安全設(shè)計過程
N18.2 ADD A-1975固定式壓水反應(yīng)堆裝置設(shè)計的核安全準則
52.1-1983固定式沸水反應(yīng)堆裝置設(shè)計的核安全準則
N18.2-1973固定式壓水反應(yīng)堆裝置設(shè)計的核安全準則
51.1-1983固定式壓水反應(yīng)堆裝置設(shè)計的核安全準則
57.3-2018輕水反應(yīng)堆電廠新燃料儲存設(shè)施的設(shè)計要求
57.3-1983輕水反應(yīng)堆電廠新燃料儲存設(shè)施的設(shè)計要求
8.21-1995在反應(yīng)堆外的核設(shè)施中使用固定中子吸收器
8.14-2004在反應(yīng)堆外的核設(shè)施中使用可溶性中子吸收劑
57.2-1983核電廠輕水反應(yīng)堆乏燃料貯存設(shè)施的設(shè)計要求
8.12-1987反應(yīng)堆外钚-鈾燃料混合物的核臨界控制和安全
6.8.1-1981輕水核反應(yīng)堆區(qū)域輻射監(jiān)測系統(tǒng)的選址和設(shè)計標準
8.12-1978反應(yīng)堆外均質(zhì)钚-鈾燃料混合物的核臨界控制和安全
8.1 ERTA-反應(yīng)堆外可裂變材料操作中的核臨界安全（勘誤表至 1998 R2007）
RU-GOST R，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
GOST 23082-1978核反應(yīng)堆.術(shù)語和定義
GOST 28506-1990“ВВЭР（水-水動力反應(yīng)堆）型”核能反應(yīng)堆的放熱裝置.放熱部件外殼密封性檢查方法
GOST R 51964-2002核反應(yīng)堆廢燃料的運輸包裝.類型和基本參數(shù)
GOST 26843-1986核能反應(yīng)堆.對控制和防護系統(tǒng)的一般要求
GOST 17137-1987核反應(yīng)堆輻射監(jiān)督、控制和防護系統(tǒng).術(shù)語和定義
GOST 26013-1983核反應(yīng)堆廢釋熱塊包裝運輸全套裝置.一般技術(shù)要求
GOST 24727-1981核動力容器密封壓水反應(yīng)堆 冷卻液增壓系統(tǒng)通用要求
GOST 24789-1981核能壓水堆內(nèi)部反應(yīng)控制系統(tǒng)的測量通道.一般技術(shù)要求
GOST 27445-1987核反應(yīng)堆的控制和防護用中子流監(jiān)控體系.一般技術(shù)要求
印度尼西亞標準，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
SNI IEC 60557:2009核反應(yīng)堆領(lǐng)域的IEC術(shù)語
SNI 18-4149-1996核反應(yīng)堆. 操作與維護技術(shù)資格
TR-TSE，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
TS 2596-1977核反應(yīng)堆儀表一般特性
TS 3603-1981核反應(yīng)堆測量儀表和防護用輻射探測器
CZ-CSN，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
CSN IEC 231:1994核反應(yīng)堆儀器一般原則
CSN IEC 643:1994數(shù)字電腦在核反應(yīng)堆檢測及控制中的應(yīng)用
CSN IEC 639:1994核反應(yīng)堆．非安全狀態(tài)下防護系統(tǒng)的啟用
CSN IEC 737:1994核反應(yīng)堆的堆芯內(nèi)部溫度或堆主包殼內(nèi)溫度測量．特點和測試方法
國際標準化組織，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
ISO 4233:2023反應(yīng)堆技術(shù).核聚變反應(yīng)堆.核聚變堆中高溫承壓部件的熱氦泄漏試驗方法
ISO 10979:1994核動力反應(yīng)堆用燃料組件標識
ISO/CD 3579反應(yīng)堆技術(shù)-核電站-結(jié)構(gòu)模塊安裝
ISO 10645:1992核能 輕水反應(yīng)堆 核燃料衰變熱功率的計算
ISO 12749-5:2018核能,核技術(shù)以及放射防護.詞匯.第5部分:核反應(yīng)堆
ISO 18077:2018壓水反應(yīng)堆的重新加載啟動物理試驗
ISO 18077:2022壓水反應(yīng)堆的重新加載啟動物理試驗
ISO 10645:2022核能.輕水反應(yīng)堆.非循環(huán)核燃料中的衰變熱功率
ISO 17873:2004核設(shè)施.除核反應(yīng)堆之外的核裝置用通風系統(tǒng)的設(shè)計和運行標準
ISO 26802:2010核設(shè)施.核反應(yīng)堆用防泄漏和通風系統(tǒng)的設(shè)計和操作準則
ISO 11311:2011核臨界安全.反應(yīng)堆外部钚鈾混合燃料的臨界值
ISO 23466:2020壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主要設(shè)備和管道絕熱設(shè)計準則
ISO 16966:2013核能.核燃料技術(shù).評估核反應(yīng)堆產(chǎn)生的活性廢物放射性的理論激活計算方法
ISO 10270:2022金屬和合金的腐蝕.核電反應(yīng)堆用鋯合金的水腐蝕試驗
ISO 18229:2018第四代核反應(yīng)堆機械部件和金屬結(jié)構(gòu)的基本技術(shù)要求
ISO 10270:1995金屬與合金的腐蝕 核動力反應(yīng)堆用鋯合金的水腐蝕試驗
ISO 23018:2022核反應(yīng)堆輻射防護和屏蔽計算的群平均中子和γ射線截面
行業(yè)標準-能源，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
NB/T 20102-2012核反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)中子反應(yīng)率分布和反應(yīng)性的確定
NB/T 20057.1-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計.堆芯.第1部分：核設(shè)計
NB/T 20144-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆*次臨界試驗
NB/T 20434-2017RK壓水堆核電廠反應(yīng)堆*次裝料試驗
NB/T 20285-2014壓水堆核電廠反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計總要求
NB/T 20435-2017RK壓水堆核電廠反應(yīng)堆調(diào)試啟動堆芯物理試驗
NB/T 20101-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆彈棒事故分析要求
NB/T 20101-2021壓水堆核電廠反應(yīng)堆彈棒事故分析要求
NB/T 20606-2021壓水堆核電廠反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件水下維修技術(shù)條件
NB/T 20187-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計準則
NB/T 20064-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆堆芯儀表系統(tǒng)安裝和試驗要求
NB/T 20269-2014壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑泵設(shè)計制造規(guī)范
NB/T 20304-2014壓水堆核電廠反應(yīng)堆保護系統(tǒng)安裝技術(shù)規(guī)程
NB/T 20154-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器老化管理指南
NB/T 20107-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑泵安裝技術(shù)規(guī)程
NB/T 20112-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆廠房電纜端接技術(shù)規(guī)程
NB/T 20057.3-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計 .堆芯.第3部分：燃料組件
NB/T 20099-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故分析要求
NB/T 20576-2019壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力 容器中子注量率分析
NB/T 20343-2015壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道和設(shè)備保溫層設(shè)計制造規(guī)范
NB/T 20343-2021壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道和設(shè)備保溫層設(shè)計制造規(guī)范
NB/T 20334-2015壓水堆核電廠反應(yīng)堆及一回路噪聲分析一般要求
NB/T 20057.4-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計 .堆芯.第4部分：燃料相關(guān)組件
NB/T 20398-2017壓水堆核電廠反應(yīng)堆廠房內(nèi)部結(jié)構(gòu)施工及驗收規(guī)范
NB/T 20372-2016壓水堆核電廠反應(yīng)堆控制棒驅(qū)動機構(gòu)安裝技術(shù)規(guī)程
NB/T 20032-2010壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器承壓熱沖擊評定準則
NB/T 20173-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆廠房環(huán)吊安裝及試驗技術(shù)規(guī)程
NB/T 20045-2011壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器安裝及驗收技術(shù)規(guī)程
NB/T 20109-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆廠房中子通量管安裝技術(shù)規(guī)程
NB/T 20582-2021壓水堆核電廠反應(yīng)堆硼和水補給系統(tǒng)調(diào)試技術(shù)導(dǎo)則
NB/T 20254-2013核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏探測準則
NB/T 20159-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆廠房安全殼鋼襯里施工技術(shù)規(guī)程
NB/T 20057.2-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計.堆芯.第2部分：熱工水力設(shè)計準則
NB/T 20006.36-2017壓水堆核電廠用合金鋼第36部分:反應(yīng)堆壓力容器堆芯區(qū)用19MnNiMo鍛件
NB/T 20022-2010壓水堆核電廠反應(yīng)堆廠房鋼襯里穹頂?shù)跹b施工技術(shù)規(guī)程
NB/T 20006.37-2017壓水堆核電廠用合金鋼第37部分:反應(yīng)堆壓力容器非堆芯區(qū)用19MnNiMo鍛件
NB/T 20392-2016非能動壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器安裝及驗收技術(shù)規(guī)程
NB/T 20100-2012壓水堆核電廠反應(yīng)堆—回路系統(tǒng)和主蒸汽系統(tǒng)超壓分析要求
NB/T 20100-2016壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和主蒸汽系統(tǒng)超壓分析要求
NB/T 20100-2016RK壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和主蒸汽系統(tǒng)超壓分析要求
NB/T 20346-2015壓水堆核電廠反應(yīng)堆廠房環(huán)形吊車軌道梁制作與安裝技術(shù)規(guī)程
NB/T 20007.33-2015壓水堆核電廠用不銹鋼第33部分:反應(yīng)堆冷卻劑管道用 015Cr17Ni12Mo2N不銹鋼鍛管
NB/T 20007.33-2015壓水堆核電廠用不銹鋼 第33部分：反應(yīng)堆冷卻劑管道用 015Cr17Ni12Mo2N 不銹鋼鍛管
NB/T 20006.5-2012壓水堆核電廠用合金鋼 第5 部分：反應(yīng)堆壓力容器封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件
NB/T 20006.5-2021壓水堆核電廠用合金鋼 第5部分：反應(yīng)堆壓力容器封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件
NB/T 20006.4-2011壓水堆核電廠用合金鋼 第4部分：反應(yīng)堆壓力容器接管嘴用錳-鎳-鉬鋼鍛件
NB/T 20006.12-2011壓水堆核電廠用合金鋼 第12部分：反應(yīng)堆冷卻劑泵主法蘭用錳-鎳-鉬鋼鍛件
NB/T 20006.4-2021壓水堆核電廠用合金鋼 第4部分：反應(yīng)堆壓力容器接管嘴用錳-鎳-鉬鋼鍛件
NB/T 20007.44-2016壓水堆核電廠用不銹鋼第44部分：反應(yīng)堆冷卻劑波動管用015Cr17Ni12Mo2N奧氏體不銹鋼管
NB/T 20006.13-2012壓水堆核電廠用合金鋼 第13 部分：反應(yīng)堆冷卻劑泵電動機軸系用合金鋼鍛件
NB/T 20005.6-2013壓水堆核電廠用碳鋼和低合金鋼.第6部分:反應(yīng)堆冷卻劑泵電動機機座鑄件
NB/T 20008.1-2012壓水堆核電廠用其他材料.第1部分：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)支承件用合金鋼鍛件
NB/T 20006.19-2019壓水堆核電廠用合金鋼 第 19 部分：反應(yīng)堆冷卻劑 泵泵殼用錳-鎳-鉬合金鋼 鍛件
美國核協(xié)會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
ANS 19.3-1995核反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)中子反應(yīng)率分布和反應(yīng)性的測定
ANS 19.1-2002反應(yīng)堆設(shè)計計算用核數(shù)據(jù)集
ANS 19.3.4-2002核反應(yīng)堆熱能沉淀率的測定
ANS 5.10-1998非反應(yīng)堆核設(shè)施中的空氣釋分
ANS 19.6.1-1997重新加載壓水反應(yīng)堆的啟動物理測試
ANS 58.16-2014非反應(yīng)堆核設(shè)施的安全分類和設(shè)計準則
ANS 8.1-1998(R2007)反應(yīng)堆外裂變材料運行中的核臨界安全
ANS 8.1-2014反應(yīng)堆外裂變材料運行中的核臨界安全
ANS 53.1-2011模塊化氦冷反應(yīng)堆裝置的核安全設(shè)計過程
ANS 8.1-1998反應(yīng)堆外部裂變物質(zhì)操作中的核臨界安全性
ANS 8.21-1995反應(yīng)堆外部核設(shè)施中固定中子吸收劑的使用
ANS 55.6-1993輕水反應(yīng)堆核電站液態(tài)放射性廢物處理系統(tǒng)
ANS RA-S-1.4-2021先進非輕水反應(yīng)堆核電站概率風險評估標準
ANS 8.14-2004反應(yīng)堆外部核設(shè)施中可溶性中子吸收劑的使用
ANS 8.12-1987反應(yīng)堆外部钚鈾混合燃料核臨界控制和安全性
ANS 19.4-1976核分析驗證用參考動力反應(yīng)堆物理測量的采集和文件指南
中國團體標準，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
T/TLRIA 0005-2018核反應(yīng)堆堆坑通風系統(tǒng)用橡膠墊片
T/CECPA 003-2021反應(yīng)堆核設(shè)計軟件確認方法
T/CNS 39-2020高溫氣冷堆核動力廠反應(yīng)堆保護系統(tǒng)設(shè)計準則
T/CSTM 00915-2023核反應(yīng)堆用粉體填裝盒式絕熱制品
T/CNS 30-2020高溫氣冷堆核動力廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計準則
T/TLRIA 0004-2018核電反應(yīng)堆冷卻劑泵用O形橡膠密封圈
T/CNEA 003-2020進口核安全1級反應(yīng)堆冷卻劑泵安全檢驗文件審查指南
國家能源局，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
NB/T 20434-2017壓水堆核電廠反應(yīng)堆*次裝料試驗
NB/T 20435-2017壓水堆核電廠反應(yīng)堆調(diào)試啟動堆芯物理試驗
NB/T 20430-2017非能動壓水堆核電廠反應(yīng)堆堆頂結(jié)構(gòu)安裝技術(shù)規(guī)程
NB/T 20467-2017壓水堆核電廠反應(yīng)堆保護系統(tǒng)調(diào)試技術(shù)導(dǎo)則
NB/T 20481-2018壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑主管道設(shè)計制造規(guī)范
NB/T 20478.1-2018壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器密封環(huán)技術(shù)規(guī)范 第1部分：O型密封環(huán)
NB/T 20478.2-2018壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器密封環(huán)技術(shù)規(guī)范 第2部分：C型密封環(huán)
NB/Z 20254-2013核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏探測準則
NB/T 20440-2017壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器防止快速斷裂評定準則
NB/T 20439-2017壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器壓力-溫度限值曲線制定準則
NB/T 20400-2017壓水堆核電廠反應(yīng)堆堆腔水池與乏燃料水池中的不銹鋼構(gòu)件制造技術(shù)規(guī)程
NB/T 20006.41-2018壓水堆核電廠用合金鋼 第41部分：反應(yīng)堆壓力容器螺栓、螺母和墊圈用鋼棒
國家*用標準-總裝備部，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
GJB 4256-2001核潛艇反應(yīng)堆燃料元件堆外核臨界安全要求
GJB 843.18-1994潛艇核動力裝置設(shè)計安全規(guī)定壓水型反應(yīng)堆核設(shè)計準則
GJB 5165-2003核潛艇動力裝置反應(yīng)堆冷卻劑泵規(guī)范
GJB 843.40-2003潛艇核動力裝置設(shè)計安全規(guī)定反應(yīng)堆板型燃料組件設(shè)計準則
GJB 2911-1997潛艇核動力裝置反應(yīng)堆啟動一次中子源規(guī)范
GJB 1554.10-2015潛艇核動力裝置建造安全規(guī)定 第10部分：核潛艇反應(yīng)堆預(yù)裝要求
GJB 1554.2-1992潛艇核動力裝置建造安全規(guī)定反應(yīng)堆物理啟動要求
GJB 843.19-1994潛艇核動力裝置設(shè)計安全規(guī)定反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計準則
GJB 843.2-1990潛艇核動力裝置設(shè)計安全規(guī)定反應(yīng)堆壓力容器設(shè)計準則
IT-UNI，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
UNI 7305-1974核設(shè)備：反應(yīng)堆．輻射鋼檢驗
UNI 7555-1976核設(shè)備．水反應(yīng)堆的原始循環(huán)泵
UNI 7459-1975核設(shè)備－動力反應(yīng)堆．保護系統(tǒng)的設(shè)計標準
UNI 7797-1977核設(shè)備．水反應(yīng)堆的切斷閥，調(diào)節(jié)閥和停止閥
UNI EN ISO 18229:2021第四代核反應(yīng)堆預(yù)期機械部件和金屬結(jié)構(gòu)的基本技術(shù)要求
德國標準化學(xué)會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
DIN 25433:2016-10核電反應(yīng)堆燃料組件識別
DIN 25463-1:2014-02輕水反應(yīng)堆核燃料衰變功率的計算第1部分：壓水反應(yīng)堆用氧化鈾核燃料
DIN 25463-1:2014輕水反應(yīng)堆核燃料衰變熱功率的計算.第1部分:壓水反應(yīng)堆的氧化鈾核燃料
DIN 25433:1988核動力反應(yīng)堆的燃料組件標識
DIN 25411:1991核反應(yīng)堆.圖形符號和縮寫形式
DIN 25433:2016核動力反應(yīng)堆的燃料組件標識
DIN 25463-2:2014核能輕水反應(yīng)堆核燃料衰變功率的計算. 第2部分: 壓水反應(yīng)堆用鈾, 钚混合氧化物(MOX)核燃料
DIN 25463-2:2014-02輕水反應(yīng)堆核燃料衰變功率的計算 第2部分：壓水反應(yīng)堆用混合鈾钚氧化物(MOX)核燃料
DIN 25401-2:2002核技術(shù)術(shù)語定義.第2部分:反應(yīng)堆設(shè)計
DIN 25463-2:2008輕水反應(yīng)堆的核燃料衰變功率的計算.第2部分:壓水反應(yīng)堆用鈾、钚混合氧化物(MOX)
DIN 25476:1987輕水反應(yīng)堆核電站的初級冷卻液清潔系統(tǒng)
DIN 25476:2012輕水反應(yīng)堆核電站的初級冷卻液清潔系統(tǒng)
DIN 25463-1:1990輕水反應(yīng)堆核燃料衰變熱功率的計算.不回燒的核燃料
DIN 25455:1990核電廠中放射性污染氣體的處理.輕水反應(yīng)堆
DIN 25474:1996核技設(shè)施(反應(yīng)堆除外)保持臨界安全的管理措施
DIN 25406-2:1980核電廠反應(yīng)堆安全殼上的閘.材料進出閘.安全要求
DIN IEC 60568:2006核電站.設(shè)備安全的重要性.動力反應(yīng)堆中子注量率(通量)測量堆芯儀表
DIN 25474:2014-06除反應(yīng)堆外的核設(shè)施臨界安全保護行政性質(zhì)的措施
DIN 25463-1 Bb.1:1990輕水反應(yīng)堆核燃料衰變熱功率的計算.不回燒的核燃料.文獻和圖解
DIN EN ISO 10270:2022-05金屬和合金的腐蝕 核電反應(yīng)堆用鋯合金的水腐蝕測試
DIN 25474:2014對于除反應(yīng)堆外的核技術(shù)裝備保持臨界安全的管理措施
DIN 25485:1990帶球形燃料元件的高溫反應(yīng)堆的核燃料衰變熱力的計算
DIN 25474:2007對于除反應(yīng)堆外的核技術(shù)裝備保持臨界安全的管理措施
KR-KS，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
KS D 3748-2008(2023)核反應(yīng)堆蒸汽蒸發(fā)器用鋼
美國國防后勤局，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
DLA MS16476 REV A VALID NOTICE 2-2003TF4SX04EB214型(反應(yīng)堆)電感器
DLA MS16476 REV A VALID NOTICE 1-1988TF4SX04EB214型(反應(yīng)堆)電感器
DLA MS16476 REV A-1966TF4SX04EB214型(反應(yīng)堆)電感器
美國國家標準學(xué)會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
ANSI/ANS 19.1-2002反應(yīng)堆設(shè)計計算用核數(shù)據(jù)集
ANSI/ANS 19.3.4-2002核反應(yīng)堆熱能沉積率的測定
ANSI/ANS 5.10-1998非反應(yīng)堆核設(shè)施處氣載微粒釋放率
ANSI/ANS 56.8-2002核反應(yīng)堆.安全殼系統(tǒng)泄漏測試要求
ANSI/ANS 8.1-1998外部反應(yīng)堆裂變物質(zhì)操作中核臨界安全
ANSI/ANS RA-S-1.4-2021高級非輕水反應(yīng)堆核電廠概率風險評估標準
ANSI/ANS 8.12-1987反應(yīng)堆外部钚鈾混合燃料的核臨界控制和安全
ANSI/ANS 8.14-2004反應(yīng)堆外部核設(shè)施中可溶性中子吸收劑的使用
ANSI/ANS 8.21-1995固定的中子吸收劑在核設(shè)施外圍反應(yīng)堆中的使用
ANSI/NFPA 806-2010改進核反應(yīng)堆發(fā)電廠交換過程用防火性能基礎(chǔ)標準
(美國)*事條例和規(guī)范，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
ARMY MIL-DTL-3628/34 K VALID NOTICE 3-2013徽章，資格，核反應(yīng)堆操作員，*隊
行業(yè)標準-電力，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
DL/T 1142-2009核電廠反應(yīng)堆控制系統(tǒng)軟件測試
行業(yè)標準-船舶，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
CB 20141-2014核潛艇反應(yīng)堆艙電纜端頭密封工藝
國家*用標準-國防科工委，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
GJB 5405-2005空間熱離子反應(yīng)堆核動力裝置術(shù)語
加拿大標準協(xié)會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
CSA N290.4-2011核電廠反應(yīng)堆控制系統(tǒng)要求（第二版）
CSA N285.6 SERIES-05-2005加拿大CANDU核電站,反應(yīng)堆組件材料標準.
CSA N285.0/N285.6 SERIE-2012CANDU 核電站加壓系統(tǒng)和部件的一般要求/CANDU 核電站反應(yīng)堆部件材料標準（第二版；第 2 天更新：2013年9月；更新
CSA N290.7-2014核電站和小型反應(yīng)堆設(shè)施的網(wǎng)絡(luò)安全（第一版；勘誤表：2015年2月）
CSA N290.11-2013核電廠停運期間反應(yīng)堆排熱能力要求（第一版）
CSA N287.7-08-2008加拿大重水鈾反應(yīng)堆(CANDU)核電站用混凝土反應(yīng)堆的外殼結(jié)構(gòu)在運行中的檢查和試驗要求
CSA N293-07 UPD 2-2009加拿大重水鈾反應(yīng)堆(CANDU)核電站火災(zāi)防護.第3版
CSA N290.4-M82-CAN3-1982CANDU核電站反應(yīng)堆調(diào)節(jié)系統(tǒng)的要求,通用指令第1號
CSA N285.6 SERIES-88-1988CANDU 核電廠反應(yīng)堆部件材料標準 通用指令 No 1 R（2000）
CSA N285.6 SERIE-88-1988加拿大CANDU核電站反應(yīng)堆組件材料標準.通用指令 第1號
CSA N291-08-2008加拿大重水鈾反應(yīng)堆核電廠安全相關(guān)結(jié)構(gòu)的要求.第1版
未注明發(fā)布機構(gòu)，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
NB 20481-2018壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑主管道設(shè)計制造規(guī)范
GJB 8790-2015潛艇核動力裝置反應(yīng)堆冷卻劑泵規(guī)范
NB 20478.1-2018壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器密封環(huán)技術(shù)規(guī)范 第1部分：O型密封環(huán)
NB 20478.2-2018壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器密封環(huán)技術(shù)規(guī)范 第2部分：C型密封環(huán)
GJB 843.18A-2017潛艇核動力裝置設(shè)計安全規(guī)定 第18 部分：壓水型反應(yīng)堆核設(shè)計要求
BS IEC 60965:2009核電廠 — 控制室 — 無需進入主控制室的反應(yīng)堆停堆的補充控制點
GJB 843.40-2018潛艇核動力裝置設(shè)計安全規(guī)定 第40部分：反應(yīng)堆板型燃料組件設(shè)計準則
BS ISO 18229:2018第四代核反應(yīng)堆機械部件和金屬結(jié)構(gòu)的基本技術(shù)要求
NB 20006.41-2018壓水堆核電廠用合金鋼 第41部分：反應(yīng)堆壓力容器螺栓、螺母和墊圈用鋼棒
美國材料與試驗協(xié)會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
ASTM E2215-10輕水中型核動力反應(yīng)堆罐監(jiān)測室評估的標準實施規(guī)程
ASTM E185-73核反應(yīng)堆容器監(jiān)督試驗的標準推薦規(guī)程
ASTM E636-14e1核電反應(yīng)堆船舶補充監(jiān)測試驗標準指南
ASTM E636-20核電反應(yīng)堆船舶補充監(jiān)測試驗標準指南
ASTM E185-10輕水中型核動力反應(yīng)堆罐監(jiān)測計劃設(shè)計的標準實施規(guī)程
ASTM E50-90(1995)e1輕水中等核反應(yīng)堆船舶在役退火標準指南
ASTM E509/E509M-21輕水中等核反應(yīng)堆船舶在役退火標準指南
ASTM E50-11(2016)輕水中等核反應(yīng)堆船舶在役退火標準指南
ASTM E509-97輕水冷卻核反應(yīng)堆容器在役退火的標準指南
ASTM E2215-02評價輕水核電反應(yīng)堆監(jiān)視艙的標準實施規(guī)程
ASTM C757-16(2021)輕水反應(yīng)堆用核級二氧化钚粉末的標準規(guī)范
ASTM E636-95核動力反應(yīng)堆堆芯壓力容器用的進行輔助監(jiān)視試驗的實施(E706IH)
ASTM E185-16輕水中等核反應(yīng)堆船舶監(jiān)控計劃設(shè)計標準實踐
ASTM E509/E509M-14輕水慢化核反應(yīng)堆容器運轉(zhuǎn)中退火的標準指南
ASTM C757-16用于輕水反應(yīng)堆的核級氧化钚粉末的標準規(guī)格
ASTM B811-13(2022)e1核反應(yīng)堆燃料包殼用鍛造鋯合金無縫管標準規(guī)范
ASTM E706-01輕水反應(yīng)堆堆芯壓力容器監(jiān)視標準的標準主模型,E706(0)
ASTM E706-87(1994)輕水反應(yīng)堆堆芯壓力容器監(jiān)視標準的標準主模型,E706(0)
ASTM E706-23 Red輕水反應(yīng)堆堆芯壓力容器監(jiān)視標準的標準主模型,E706(0)
ASTM C781-19氣冷核反應(yīng)堆部件用石墨材料試驗的標準實施規(guī)程
ASTM B811-02(2007)核反應(yīng)堆燃料包殼用鍛制鋯合金無縫管的標準規(guī)范
ASTM B811-02核反應(yīng)堆燃料包殼用鍛制鋯合金無縫管的標準規(guī)范
ASTM B811-01核反應(yīng)堆燃料外包覆用鍛制鋯合金無縫管標準規(guī)范
ASTM B811-97核反應(yīng)堆燃料外包覆用鍛制鋯合金無縫管標準規(guī)范
ASTM C781-18氣冷核反應(yīng)堆部件用石墨材料試驗的標準實施規(guī)程
ASTM C781-20氣冷核反應(yīng)堆部件用石墨材料試驗的標準實施規(guī)程
ASTM B811-13e1核反應(yīng)堆燃料包殼用鍛制鋯合金無縫管的標準規(guī)格
ASTM B811-13(2017)核反應(yīng)堆燃料包殼用鍛制鋯合金無縫管的標準規(guī)格
ASTM B811-13核反應(yīng)堆燃料包殼用鍛制鋯合金無縫管的標準規(guī)格
ASTM E185-79輕水冷卻核動力反應(yīng)堆容器監(jiān)督試驗的標準實施規(guī)程
ASTM E509-03輕水冷卻核反應(yīng)堆容器在運轉(zhuǎn)中逐漸冷卻的標準指南
ASTM E1035-85(1996)核反應(yīng)堆容器支撐結(jié)構(gòu)輻射暴露測定的標準實施規(guī)程
ASTM E1035-85(1990)核反應(yīng)堆容器支撐結(jié)構(gòu)輻射暴露測定的標準實施規(guī)程
ASTM E2215-15評估輕水慢化核電反應(yīng)堆容器監(jiān)視艙的標準實施規(guī)程
ASTM E1035-13測定核反應(yīng)堆容器支座結(jié)構(gòu)中子輻照的標準實施規(guī)程
ASTM E509-03(2008)輕水冷卻核反應(yīng)堆容器在運轉(zhuǎn)中逐漸冷卻的標準指南
ASTM E636-95(2001)對核動力反應(yīng)堆容器E706（IH）進行補充監(jiān)督試驗的標準指南
ASTM E185-02輕水冷卻核反應(yīng)堆容器的監(jiān)督程序設(shè)計的標準操作規(guī)程
ASTM E636-09對核動力反應(yīng)堆容器E706（IH）進行補充監(jiān)督試驗的標準指南
ASTM E185-15輕水慢化核電反應(yīng)堆容器監(jiān)督程序設(shè)計的標準實施規(guī)程
ASTM E185-15e1輕水冷卻核反應(yīng)堆容器的監(jiān)督程序設(shè)計的標準實施規(guī)程
ASTM E636-14核動力反應(yīng)堆容器補充監(jiān)測試驗的標準實施指南, E706 40;IH41;
ASTM E1035-18(2023)核反應(yīng)堆容器支撐結(jié)構(gòu)中子暴露量測定的標準實施規(guī)程
ASTM E1035-18核反應(yīng)堆容器支撐結(jié)構(gòu)中子暴露量測定的標準實施規(guī)程
ASTM E1035-02核反應(yīng)堆容器支承結(jié)構(gòu)的中子輻照量測定標準實施規(guī)程
ASTM E1035-08核反應(yīng)堆容器支承結(jié)構(gòu)的中子輻照測定的標準實施規(guī)程
ASTM E185-82e2輕水冷卻核動力反應(yīng)堆容器E706（IF）監(jiān)督試驗的標準實施規(guī)程
ASTM D5962-96(1999)評定核反應(yīng)堆的 I 級區(qū)域內(nèi)連續(xù)不合格涂層(油漆)標準指南
ASTM E636-10對核動力反應(yīng)堆容器進行補充監(jiān)控試驗的標準指南E 706( IH)
ASTM E185-21輕水慢化核動力反應(yīng)堆容器監(jiān)督程序設(shè)計的標準實施規(guī)程
PL-PKN，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
PN J01101-1989核技術(shù)．探測．核反應(yīng)堆控制和保護系統(tǒng)術(shù)語和定義
法國標準化協(xié)會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
NF ISO 17873:2006核裝置 核反應(yīng)堆以外的核裝置通風系統(tǒng)的設(shè)計和運行標準
NF ISO 26802:2010核設(shè)施 - 核反應(yīng)堆安全殼和通風系統(tǒng)的設(shè)計和運行標準
NF M62-250*NF ISO 17873:2006核設(shè)施.除核反應(yīng)堆之外的核裝置用通風系統(tǒng)的設(shè)計和運行標準
NF M62-251*NF ISO 26802:2010核設(shè)施 核反應(yīng)堆用防泄漏和通風系統(tǒng)的設(shè)計和操作準則
NF C52-558-2-20*NF EN 61558-2-20:2011安全變壓器、反應(yīng)堆、電源裝置和組合 第2-20部分：特殊要求和小型反應(yīng)堆的試驗
NF M60-350*NF ISO 16966:2014核能. 核燃料技術(shù). 評估核反應(yīng)堆產(chǎn)生的活性廢料放射性的理論活性計算方法
NF M64-002*NF EN ISO 18229:2021第四代核反應(yīng)堆機械部件和金屬結(jié)構(gòu)的基本技術(shù)要求
NF EN ISO 18229:2021第四代核反應(yīng)堆機械部件和金屬結(jié)構(gòu)的基本技術(shù)要求
NF A05-401:2008金屬和合金的腐蝕.核動力反應(yīng)堆用鋯合金的水腐蝕試驗
NF M60-443*NF ISO 11311:2011核臨界安全:反應(yīng)堆外勻質(zhì)钚鈾氧化物燃料混合物的臨界值.
NF T30-903:1988油漆和清漆 核工業(yè)用油漆 電離輻射耐受性測試（壓水反應(yīng)堆）
丹麥標準化協(xié)會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
DS/EN 60965:2011核電站 控制室 不進入主控制室的反應(yīng)堆停堆輔助控制點
DS/ISO 18229:2021第四代核反應(yīng)堆預(yù)期機械部件和金屬結(jié)構(gòu)的基本技術(shù)要求
GOSTR，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
GOST 22901-1978用核反應(yīng)堆用過的燃料組件包裝運輸裝置 類型及基本參數(shù)
GOST 17138-1981監(jiān)測核電站核反應(yīng)堆燃料元件破裂的設(shè)備 通用技術(shù)要求和試驗方法
GOST R 22.2.11-2018緊急情況下的安全 預(yù)期核反應(yīng)堆廠事故輻射狀況評估方法
國家市場監(jiān)督管理總局、中國國家標準化管理委員會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
GB/T 7164-2022用于核反應(yīng)堆的輻射探測器特性及測試方法
GB/T 37623-2019金屬和合金的腐蝕核反應(yīng)堆用鋯合金水溶液腐蝕試驗
歐洲電工標準化委員會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
EN 60965:2011核電廠.控制室.不進入主控制室實現(xiàn)反應(yīng)堆停堆的輔助控制點
EN 60965:2016核電廠.控制室.不進入主控制室實現(xiàn)反應(yīng)堆停堆的輔助控制點
HD 461-1987正常操作和事故條件下輕水核反應(yīng)堆的液流處理監(jiān)控設(shè)備
HD 462-1987正常操作和事故條件下輕水核反應(yīng)堆的液流處理監(jiān)控設(shè)備
中華人民共和國國家質(zhì)量監(jiān)督檢驗檢疫總局、中國國家標準化管理委員會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
GB/T 15146.12-2017反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全 第12部分：輕水堆燃料燃耗信用制
歐洲標準化委員會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
EN ISO 18229:2021第四代核反應(yīng)堆機械部件和金屬結(jié)構(gòu)的基本技術(shù)要求
ES-UNE，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
UNE-EN ISO 18229:2021第四代核反應(yīng)堆機械部件和金屬結(jié)構(gòu)的基本技術(shù)要求
WRC - Welding Research Council，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
BULLETIN 382-1993先進輕水反應(yīng)堆核管道標準@ 第 1 卷故障機制和糾正措施
美國電氣電子工程師學(xué)會，關(guān)于新型核反應(yīng)堆的標準
NFPA (Fire) 806基于性能的先進核反應(yīng)堆發(fā)電廠防火標準變更過程，2020 年版
檢測流程步驟
溫馨提示：以上內(nèi)容僅供參考使用，更多檢測需求請咨詢客服。
