核电站监造应遵循的法规

1、核电站监造造应遵循的的法规、导导则和标准准国内( 1 ) 核安全全法规HAF 0001-11986中华人民共共和国民用用核设施安安全监督管管理条例HAF 0001/001/011 中华人民共共和国民用用核设施安安全监督管管理例实施施细则之一一附件一 核电厂操操纵人员执执照颁发和和管理程序序HAF 0001/002-19995中华人民共共和国民用用核设施安安全监督管管理条例实实施细则之之二 核设施的的安全监督督HAF0001/022/01-19955中华人民共共和国民用用核设施安安全监督管管理条例实实施细则之之二附件一一 核电厂营营运单位报报告制度HAF 0002-11993核电厂核事事故应急管

2、管理条例HAF 0002/001-19998核电厂核事事故应急管管理条例实实施细则之之一 核电电厂营运单单位的应急急准备和应应急响应HAF 4401-11997放射性废物物安全监督督管理规定定HAF 5501-11987中华人民共共和国核材材料管制条条例HAF 5501/001-19990中华人民共共和国核材材料管制条条例实施细细则HAF 6601-11992民用核承压压设备安全全监督管理理规定HAF 6601/001-19993民用核承压压设备安全全监督管理理规定实施施细则HAF 6602-11995民用核承压压设备无损损检验人员员培训、考考核和取证证管理办法法HAF 6603-11995民

3、用核承压压设备焊工工及焊接操操作工培训训、考核和和取证管理理办法( 2 ) 核电厂厂核安全法法规HAF 1101-11991核电厂厂址址选择安全全规定HAF 1102-22004核动力厂设设计安全规规定HAF 1103-22004核动力厂运运行安全规规定HAF 1103/001-19994核电厂运行行安全规定定附件一 核电厂换换料、修改改和事故停停堆管理HAF 0003-11991核电厂质量量保证安全全规定（3）核电电厂核安全全导则HAD 1101/001-19994核电厂厂址址选择中的的地震问题题HAD 1101/002-19987核电厂厂址址选择的大大气弥散问问题HAD 1101/003-

4、19987核电厂厂址址选择及评评价的人口口分布问题题HAD 1101/004-19989核电厂厂址址选择的外外部人为事事件HAD 1101/005-19991核电厂厂址址选择中的的放射性物物质水力弥弥散问题HAD 1101/006-19991核电厂厂址址选择与水水文地质的的关系HAD 1101/007-19989核电厂厂址址查勘HAD 1101/008-19989滨河核电厂厂厂址设计计基准洪水水的确定HAD 1101/009-19990滨海核电厂厂厂址设计计基准洪水水的确定HAD 1101/110-19991核电厂厂址址选择的极极端气象事事件HAD 1101/111-19991核电厂设计计基准

5、热带带气旋HAD 1101/112-19990核电厂的地地基安全问问题HAD 1102/001-19989核电厂设计计总的安全全原则HAD 1102/002-19996核电厂的抗抗震设计与与鉴定HAD 1102/003-19986用于沸水堆堆、压水堆堆和压力管管式反应堆堆的安全功功能和部件件分级HAD 1102/004-19986核电厂内部部飞射物及及其二次效效应的防护护HAD 1102/005-19989与核电厂设设计有关的的外部人为为事件HAD 1102/006-19990核电厂反应应堆安全壳壳系统的设设计HAD 1102/007-19989核电厂堆芯芯的安全设设计HAD 1102/008

6、-19989核电厂反应应堆冷却剂剂系统及其其有关系统统HAD 1102/009-19987核电厂最终终热阱及其其直接有关关的输热系系统HAD 1102/110-19988核电厂保护护系统及有有关设施HAD 1102/111-19996核电厂防火火HAD 1102/112-19990核电厂辐射射防护设计计HAD 1102/113-19996核电厂应急急动力系统统HAD 1102/114-19988核电厂安全全有关仪表表和控制系系统HAD 1102/115-19990核电厂燃料料装卸和贮贮存系统HAD 1103/001-19987核动力厂运运行限值和和条件及运运行规程HAD 1103/002-19

7、987核电厂调试试程序HAD 1103/003-19989核电厂堆芯芯和燃料管管理HAD 1103/004-19990核电厂运行行期间的辐辐射防护HAD 1103/005-19996核电厂人员员的配备、招聘、培培训和授权权HAD 1103/006-19990核电厂安全全运行管理理HAD 1103/007-19988核电厂在役役检查HAD 1103/008-19993核电厂维修修HAD 1103/009-19993核电厂安全全重要物项项的监督HAD 4401/001-19990核电厂放射射性排出流流和废物管管理HAD 4401/002-19997核电厂放射射性废物管管理系统的的设计HAD 000

8、3/001-19988核电厂质量量保证大纲纲的制定HAD 0003/002-19989核电厂质量量保证组织织HAD 0003/003-19986核电厂物项项和服务采采购中的质质量保证HAD 0003/004-19986核电厂质量量保证记录录制度HAD 0003/005-19988核电厂质量量保证监查查HAD 0003/006-19986核电厂设计计中的质量量保证HAD 0003/007-19987核电厂建造造期间的质质量保证HAD 0003/008-19986核电厂物项项制造中的的质量保证证HAD 0003/009-19988核电厂调试试和运行期期间的质量量保证HAD 0003/110-199

9、89核燃料组件件采购、设设计和制造造中的质量量保证HAD 0002/001-19989核动力营运运单位的应应急准备HAD 0002/002-19990地方政府对对核电厂的的应急准备备HAD 0002/003-19991核事故辐射射应急时对对公众防护护的干预原原则和水平平HAD 0002/004-19991核事故辐射射应急时对对公众防护护的导出干干预水平HAF.JJ 00442核电厂安全全分析报告告的标准格格式和内容容 第十八八章 人因工程程和控制室室（4） 中中华人民共共和国环境境保护相关关法律法规规法律中华人民共共和国环境境保护法11989.12中华人民共共和国水污污染防治法法19966.5

10、中华人民共共和国海洋洋环境保护护法19999.122中华人民共共和国放射射性污染防防治法20003.006中华人民共共和国大气气污染防治治法20000.044中华人民共共和国环境境影响评价价法20002.100法规Regullatioons oof Ennviroonmenntal Prottectiion ffor BBasicc Connstruuctioon off Nucclearr Powwer PPlantt (Seep. 11984) GB62449-866核电厂环境境辐射防护护规定Regullatioons ffor tthe NNatioonwidde Ennviroonme

11、nnt Moonitooringg Mannagemment (Jully 19983) GB112217-889核设施流出出物监测的的一般规定定GB123379-990环境核辐射射监测规定定 Regullatioons oon thhe Addminiistraationn of Consstrucctionn Proojectt Envvironnmenttal PProteectioon (NNov. 19988) 管理导则和和标准GB112216-889核设施流出出物和环境境放射性监监测质量保保证计划的的一般要求求GB118806-004放射性物质质安全运输输规定GB127711-99

12、1低、中水平平放射性固固体废物包包装安全标标准GB91333-955放射性废物物的分类GB30997-19997海水水质标标准GB38338-20002地表水环境境质量标准准GB57449-855生活饮用水水卫生标准准 GB30995-19996环境空气质质量标准 GB/T77023-86放射性废物物固化体长长期浸出试试验GB91334-888轻水堆核电电厂放射性性固体废物物处理系统统技术规定定 GB91335-888轻水堆核电电厂放射性性废液处理理系统技术术规定 GB91336-888轻水堆核电电厂放射性性废气处理理系统技术术规定 GB145587-993轻水堆核电电厂放射性性废水排放放系统

13、技术术规定GB145569. 1-933低、中水平平放射性废废物固化体体性能要求求水泥固化化体GB89778-19996污水综合排排放标准GB188871-22002电离辐射防防护与辐射射源安全基基本标准1.2.22 应遵循循的国外法法规、标准准和规范核岛主要采采用美国核核管会（NNRC）、国家核安安全管理委委员会（NNNSA）以以及国际原原子能委员员会颁布的的法规和导导则，主要要有RG、10 CCFR、ANS、ANSII、ASMEE、ASTMM、NURREG、IIAEA、ISA以以及IEEE、IEEEE等通用用标准。具具体标准规规范清单如如下表所示示：a) 100 CFRR10 CFFR P

14、TT20-22003辐射防护标标准10 CFFR PTT50-22003生产和公用用设施国内内许可证的的颁发10 CFFR PTT50-22003附录A 核电站总总的设计准准则10 CFFR PTT50-22003附录G 抗断裂韧韧性要求10 CFFR PTT50-22003附录H 反应堆容容器材料的的监督大纲纲要求10 CFFR PTT50-22003附录I 为使轻水水堆排出流流中放射性性物质满足足合理可行行尽量低的的原则，对对设计目标标和极限运运行条件所所作的数值值规定10 CFFR PTT50-22003附录J 水冷动力力堆内层反反应堆安全全壳的泄漏漏试验10 CFFR PTT50-22

15、003附录K 应急堆芯芯冷却系统统的评价模模型10 CFFR PTT100-20033反应堆选址址准则10 CFFR PTT100-20033附录A 核电厂关关于地震和和地质方面面的厂址选选择准则b) NRRC RGGRG 1.1-19970应急堆芯冷冷却和安全全壳排热系系统泵的净净正吸入压压头RG 1.4-19974评价压水堆堆失水事故故潜在辐射射后果的假假定RG 1.6-19971核电厂冗余余系统之间间的独立性性RG 1.7-19978失水事故后后安全壳内内可燃气体体浓度的控控制 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-

16、reactors/active/01-008/ RG 1.8-20000核电厂人员员的资格鉴鉴定和培训训RG 1.9-19993核电厂1EE级应急柴柴油机组选选择、设计计、鉴定和和试验RG 1.11-11971贯穿内层安安全壳的仪仪表管线 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-012/ RG 1.12-11997核电厂地震震监测仪表表RG 1.13-11975乏燃料贮存存设施的设设计基准RG 1.14-11975反应堆冷却却剂泵飞轮轮的完整性性RG 1.20-11976运行前和初初始启

17、动试试验期间的的堆内构件件综合振动动评估计划划RG 1.21-11974测量、估算算和报告轻轻水核电站站固体废物物中的放射射性核液体体与气体排排出物所含含放射性物物质释放的的放射性RG 1.22-11972保护系统执执行功能的的定期试验验 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-023/01-023.pdf RG 1.23-11972现场气象大大纲RG 1.24-11972评价压水堆堆放射性气气体贮存箱箱失效潜在在放射性后后果的假定定RG 1.25-11972评价沸水堆堆和压水堆堆燃料装

18、卸卸和贮存设设施发生操操作事故潜潜在放射性性后果的假假定RG 1.26-11976核电厂包容容水-蒸汽汽和放射性性废物的部部件的质量量分组及标标准RG 1.27-11976核电厂最终终热阱RG 1.28-11985设计与建造造的质量保保证大纲要要求RG 1.29-11978抗震设计分分级RG 1.30-11972仪表和电气气设备的安安装、检查查和试验的的质保要求求 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-031/ RG 1.31-11978不锈钢焊缝缝金属中铁铁素体含量量的控制RG 1.

19、32-22004核电厂安全全有关电力力系统准则则RG 1.34-11972电渣焊性能能的控制 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-036/ RG 1.36-11973奥氏体不锈锈钢的非金金属保温材材料RG 1.37-11973水冷核电厂厂流体系统统及有关部部件的清洗洗质量保证证要求RG 1.38-11977水冷核电厂厂物项的包包装、运输输、接收、贮存和装装卸的质量量保证要求求RG 1.39-11977水冷核电厂厂的辅助工工作要求RG 1.40-11973水冷核电厂厂安全壳内内连续运行

20、行的电动机机的鉴定试试验RG 1.41-19773验证符合组组合合适性性的厂内冗冗余电源系系统的预运运行前试验验RG 1.43-11973低合金钢部部件不锈钢钢堆焊层的的控制RG 1.44-11973敏化不锈钢钢使用的控控制RG 1.45-11973反应堆冷却却剂压力边边界泄漏探探测系统RG 1.47-11973核电厂安全全系统的旁旁通和不能能运行状态态的显示RG 1.49-19773核电厂的功功率水平RG 1.50-11973低合金钢焊焊接预热温温度的控制制 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/act

21、ive/01-052/01-052r3.pdf RG 1.52-22001轻水堆核电电厂事故后后专设安全全设施空气气净化系统统空气过滤滤和吸附装装置的设计计、试验与与维护准则则RG 1.53-22003单一故障准准则在核电电厂保护系系统中的应应用RG 1.54-20000核电厂的II、II和III级防防护涂层RG 1.57-19773反应堆内层层金属安全全壳系统部部件的设计计限值和载载荷组合RG 1.59-11977核电厂设计计基准洪水水RG 1.60-11973核电厂抗震震设计的设设计响应谱谱 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/

22、power-reactors/active/01-061/ RG 1.61-11973核电厂抗震震设计阻尼尼值RG 1.62-11973保护动作的的手动启动动RG 1.63-11987核电厂安全全壳构筑物物内的电气气贯穿件RG 1.65-11973反应堆压力力容器主螺螺栓的材料料及检验RG 1.68-11978水冷堆核电电厂初始试试验大纲RG 1.68.22-19778验证水冷堆堆核电厂遥遥控停堆能能力的初始始起动试验验大纲RG 1.68.33-19822仪控空气系系统的预运运行试验RG 1.69-11973核电厂混凝凝土辐射屏屏蔽RG 1.70-11978核电厂安全全分析报告告标准格式式和内

23、容 (轻水堆堆版本)RG 1.73-11974核电厂安全全壳内电动动阀运行的的鉴定试验验RG 1.75-22005电气系统的的实体独立立性RG 1.76-11974核电厂设计计基准龙卷卷风RG 1.77-11974评价压水堆堆控制棒弹弹棒事故的的假定 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-078/ml013100014.pdf RG 1.78-22001评价核电厂厂在假想的的有害化学学物质释放放时控制室室可居留性性所用的假假定RG 1.79-11975压水堆应急急冷却系统统预运行试试验

24、RG 1.82-22003失水事故后后长期再循循环冷却的的水源RG 1.83-11975压水堆蒸汽汽发生器传传热管的在在役检查 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-084/ml030730417.pdf RG 1.84-22005ASME第第III篇篇第I册设计和和制造规范范使用案例例RG 1.89-11984对核电厂安安全重要的的某些电气气设备的环环境鉴定RG 1.90-11977灌浆钢筋束束预应力混混凝土安全全壳构筑物物的在役检检查RG 1.91-11978核电厂附近近道路发生生

25、假想爆炸炸事件的评评价RG 1.92-11976地震响应分分析中组合合模型响应应和空间分分量RG 1.93-11974电源可利用用性RG 1.94-11976核电厂建造造阶段混凝凝土结构和和钢结构的的安装、检检查和试验验的质量保保证要求RG 1.97-11983用于轻水堆堆核电厂事事故期间和和事故后评评价电厂和和环境状态态的检测装装置RG 1.99-11988反应堆压力力容器材料料的辐照脆脆变RG 1.100-19888核电厂电气气和机械设设备抗震鉴鉴定RG 1.102-19766核电厂防洪洪 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/p

26、ower-reactors/active/01-105/ RG 1.105-19999安全相关系系统仪表的的整定值RG 1.106-19777电动阀电机机的过热保保护RG 1.107-19777安全壳结构构预应力钢钢筋束水泥泥灌浆的鉴鉴定 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-109/01-109.pdf RG 1.109-19777按照10CCFR 550附录II计算反应应堆废液常常规释放对对人体所致致年剂量RG 1.110-19776轻水冷却核核动力堆放放射性废物物系统的成成本收益

27、益分析（征征求意见）RG 1.111-19777轻水堆常规规排放的废废气在大气气中迁移和和弥散的估估算方法 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-112/01-112.pdf RG 1.112-19777轻水冷动力力堆气体和和液体排出出物中放射射性物质释释放量的计计算 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-113/01-113.pdf RG 1.113-19777为实施附录录I

28、的对反反应堆事故故排放和常常规释放排排出物的水水系扩散的的估算RG 1.115-19777低轨弹道汽汽轮机飞射射物的防护护RG 1.116-19777机械设备和和系统的安安装、检查查和试验的的质量保证证要求RG 1.117-19788龙卷风设计计分级 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-118/ RG 1.118-19955电力系统和和保护系统统的定期试试验RG 1.121-19766压水堆蒸汽汽发生器传传热管因堵堵管而降级级的基准 HYPERLINK /reading-rm/doc

29、-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-122/ RG 1.122-19788支撑设备或或部件的楼楼板抗震设设计所制定定的楼板设设计响应谱谱RG 1.124-19788I级线型的的设备支撑撑使用限值值和载荷组组合RG 1.125-19788核电厂水力力构筑物和和系统的设设计和运行行的物理模模型RG 1.126-19788燃料密实化化分析的一一种可采用用的模型及及其统计方方法RG 1.128-19788核电厂大型型铅蓄电池池的安装设设计和安装装RG 1.129-19788核电厂大型型铅蓄电池池的维修、试验和更更换RG 1.130-1978

30、8I级板壳型型的设备支支撑使用限限值和载荷荷组合RG 1.131-19777轻水冷核电电厂电缆、现场接头头和连接的的鉴定试验验（征求意意见） HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-132/ RG 1.132-20033核电厂基础础的现场审审查RG 1.133-19811轻水冷反应应堆主系统统的松动部部件监测大大纲RG 1.135-19777核电厂正常常水位和排排水（征求求意见）RG 1.136-19811混凝土安全全壳的取材材、建造和和试验RG 1.137-19799备用柴油发发电机的

31、燃燃油系统 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-138/ RG 1.138-20033核电厂工程程分析和设设计中土壤壤和岩石的的实验室研研究RG 1.139-19788余热排出导导则（征求求意见） HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-140/index.html RG 1.140-20011轻水堆核电电厂正常空空气净化系系统空气过过滤和吸附附装置的设设计、试验验及维护准准则

32、RG 1.141-19788流体系统的的安全壳隔隔离措施（征征求意见） HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-142/ RG 1.142-20011与核电厂安安全有关的的混凝土构构筑物（反反应堆容器器和安全壳壳除外） HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-143/ RG 1.143-20011轻水堆核电电厂放射性性废物管理理系统、构构筑物和设设备的设计计指南RG 1.145-1

33、9822评价核电厂厂潜在事故故后果的大大气弥散模模型 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-147/ml030730423.pdf RG 1.147-20055在役检查规规范的案例例适用性ASMEE第XI篇篇第1册RG 1.148-19811核电厂安全全重要系统统能动阀门门组件的功功能要求RG 1.150-19833役前和在役役检查期间间对反应堆堆压力容器器焊缝的超超声波试验验RG 1.151-19833仪表的走线线 HYPERLINK /reading-rm/doc-collecti

34、ons/reg-guides/power-reactors/active/01-152/ RG 1.152-19966核电厂安全全系统数字字计算机软软件的准则则 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-153/index.html RG 1.153-19966安全系统的的电源、仪仪表和控制制部分的准准则RG 1.154-19877压水堆承压压热冲击安安全分析报报告的格式式和内容RG 1.155-19888全厂断电RG 1.156-19877与核电厂相相接装置的的环境鉴定定RG 1.157

35、-19899应急堆芯冷冷却系统性性能的最佳佳估算RG 1.158-19899核电厂安全全相关铅蓄蓄电池的鉴鉴定RG 1.159-20033保证核反应应堆退役资资金的可利利用性RG 1.160-19977核电厂维护护的有效性性监测RG 1.161-19955用小于500 Ft-Lb的夏夏比上平台台能量对反反应堆压力力容器的评评估 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-162/index.html RG 1.162-19966反应堆压力力容器热退退火报告的的格式和内内容 HYPERLINK

36、 /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-163/ RG 1.163-19955基于性能的的安全壳泄泄漏试验大大纲 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-165/ RG 1.165-19977震源的鉴定定和特性描描述以及安安全停堆地地震地动的的确定 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-16

37、6/ RG 1.166-19977震前计划和和震后核电电厂操纵员员快速响应应 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-167/ RG 1.167-19977由于地震事事件而停堆堆的核电厂厂的再启动动 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-168/ RG 1.168-19977用于核电厂厂安全系统统的数字计计算机软件件的验证、确认、评评审和核查查 HYPERLINK /readin

38、g-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-169/ RG 1.169-19977用于核电厂厂安全系统统的数字计计算机软件件的配置管管理计划 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-170/ RG 1.170-19977用于核电厂厂安全系统统的数字计计算机软件件的软件试试验文件 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/

39、01-171/ RG 1.171-19977用于核电厂厂安全系统统的数字计计算机软件件的软件单单元试验 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-172/ RG 1.172-19977用于核电厂厂安全系统统的数字计计算机软件件的软件需需求规格书书 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-173/ RG 1.173-19977延长核电厂厂安全系统统的数字计计算机软件件寿期的方方法 HY

40、PERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-174/ RG 1.174-20022一种用概率率风险评价价对特定电电厂许可证证基准进行行变更的决决策方法 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-175/ RG 1.175-19988一种对特定定电厂风险险预测的决决策方法：在役试验验 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-

41、reactors/active/01-176/ RG 1.176-19988一种对特定定电厂风险险预测的决决策方法：分级质保保RG 1.177-19988一种对特定定电厂风险险预测的决决策方法：技术规格格书RG 1.178-20033一种对特定定电厂风险险预测的决决策方法：管道在役役检查 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-180/ RG 1.180-20003评估安全有有关仪控系系统的电磁磁和射频干干扰的导则则 HYPERLINK /reading-rm/doc-collectio

42、ns/reg-guides/power-reactors/active/01-181/ RG 1.181-19999根据10 CFR 50.771(e)更新的最最终安全分分析报告的的内容 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-182/ RG 1.182-20000核电厂维护护工作前的的风险评估估和管理 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-183/ RG 1.183-20000

43、为评估核反反应堆设计计基准事故故的替代放放射性源项项 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-184/ RG 1.184-20000核电厂退役役RG 1.185-20000停堆后退役役行动报告告的标准格格式和内容容 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-186/ RG 1.186-20000确定10 CFR 50.22中设计基基准的导则则和举例 HYPERLINK /readin

44、g-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-187/ RG 1.187-20000应用10 CFR 50.559（调整整、试验和和实验）的的导则 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-189/01-189.pdf RG 1.189-20011运行中核电电厂的防火火 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-190

45、/01-190.pdf RG 1.190-20011确定压力容容器中子注注量率的计计算和剂量量测定方法法 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-191/ RG 1.191-20011核电厂退役役和永久停停堆期间的的防火大纲纲 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-192/ml030730430.pdf RG 1.192-20033运行和维护护规范的案案例适用性性 ASSME O

46、OM规范 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-193/ml030730440.pdf RG 1.193-20033ASME规规范 不不得使用的的案例 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-194/ml031530505.pdf RG 1.194-20033核电厂控制制室放射性性可居留性性评价所需需的大气相相对浓度 HYPERLINK /reading-rm/doc-colle

47、ctions/reg-guides/power-reactors/active/01-195/ml031490640.pdf RG 1.195-20033评估轻水堆堆设计基准准事故的放放射性后果果的方法和和假设 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-196/ml031490611.pdf RG 1.196-20033轻水堆控制制室的可居居留性 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/0

48、1-197/ml031490664.pdf RG 1.197-20033核反应堆控控制室外壳壳完整性的的示范 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-197/ml031490664.pdf RG 1.198-20033评价核电厂厂厂址地震震土壤液化化的程序和和准则 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-197/ml031490664.pdf RG 1.199-20033混凝土锚固

49、固件和结构构支撑 HYPERLINK /reading-rm/doc-collections/reg-guides/power-reactors/active/01-197/ml031490664.pdf RG 1.200-20044一种确定风风险预测行行动中概率率风险评价价结果的技技术充分性性的方法RG 4.1-19975核电厂环境境放射性监监测大纲RG 4.2-19976核电厂环境境报告的编编制RG 4.2S1-20000RG 4.2的补充充1用于更新核核电厂运行行许可证的的补充环境境报告的编编制RG 4.7-19998核电厂厂址址合适性的的通用准则则RG 4.15-11979辐射监测大大

50、纲的质量量保证(正正常运行)排出物物和环境RG 8.2-19973辐射监查管管理实施导导则RG 8.4-19973直读式和间间接读数袖袖珍剂量表表RG 8.7-19992职业性辐照照数据记录录和报告须须知RG 8.8-19978保证核电厂厂职业照射射在合理可可行尽量低低的相关资资料RG 8.9-19993生物检查大大纲中可接接受的概念念、模型、方程式和和假定RG 8.10-11977把职业照射射保持在合合理可行尽尽量低的运运行原则RG 8.13-11999有关产前期期辐射照射射须知RG 8.15-11999可采用的呼呼吸保护大大纲RG 8.19-11979轻水堆核电电厂设计阶阶段职业辐辐照剂量

51、评评价人-雷姆估算算RG 8.20-11979I-1255和I-1131在生生物检查中中的应用RG 8.25-11992工作场所的的空气取样样RG 8.26-11980裂变和活化化产物在生生物检查中中的应用RG 8.27-11981轻水冷核电电厂工作人人员辐射防防护的培训训RG 8.28-11981音响报警剂剂量表RG 8.29-11996有关职业照照射风险导导则c) 其它它AABC, Nattionaal Sttandaards for Testting Balaancinng Heeatinng, VVentiilatiing aand AAir CCondiitionning Systt

52、emsACI 3318-999, “Builldingg Codde Reequirremennts ffor RReinfforceed Cooncreete,” 19999.ACI 3349-001, “Codee Reqquireementts foor Nuucleaar Saafetyy Rellatedd Conncrette Sttructturess,” 22001.AISC N6900, “SSpeciificaationn forr thee Dessign, Fabbricaationn, annd Errectiion oof Stteel Safeety-RRelat

53、ted SStruccturees foor Nuucleaar Faaciliitiess,” 11994.AISC S3355, “SSpeciificaationn forr Strructuural Steeel Buuildiings, Alllowabble SStresss Deesignn andd Plaasticc Dessign,” 19989.AISI, “Sppecifficattion for the Desiign oof Coold FFormeed Stteel Struucturral MMembeers,” 19996 Edditioon annd Suu

54、ppleementt No. 1, Julyy 30, 19999.AMCA 210, “Laaboraatoryy Metthod of TTestiing FFans for Rotaatingg Purrposees.”AMCA 211, “Ceertiffied Ratiings Proggram Air Perfformaance.”AMCA 300, “Reeverbberannt Rooom MMethood foor Soound Testting of FFans.”AMCA 301, “Meethodds foor Caalcullatinng Faan Soound Ra

55、tiings fromm Labborattory Testt Datta.”AMCA 500, “Teest MMethood foor Loouverrs, DDampeers, and Shuttterss.”ANS 55.1, “Deccay EEnerggy Reeleasse Raates Folllowinng Shhutdoown oof Urraniuum-Coooledd Theermall Reaactorrs,” Octoober 19711, Reeviseed Occtobeer 19973.ANS 55.4, “Ameericaan Naationnal SSta

56、nddard Methhod ffor CCalcuulatiing tthe FFracttionaal Reeleasse off Vollatille Fiissioon Prroduccts FFrom Oxidde Fuuel,” 19882.ANS 556.2, “Coontaiinmennt Issolattion Provvisioons ffor FFluidd Sysstemss,” 11984.ANS 557.1, “Deesignn Reqquireementts foor Liight Wateer Reeactoor Fuuel HHandlling Systtem

57、s,” 19992.ANS 557.2, “Deesignn Reqquireementts foor Liight Wateer Reeactoor Sppent Fuell Stooragee Faccilitties at NNucleear PPowerr Plaants,” 19983.ANS NNQA-11-19889 edditioon thhrouggh NQQA-1bb-19991, AAddennda 22.ANS NNQA-22.or lateerANSI 56.66, “PPresssurizzed WWaterr Reaactorr Conntainnmentt Ve

58、nntilaationn Sysstemss.”ANSI 56.88, “CContaainmeent SSysteem Leeakagge Teestinng Reequirremennts.”ANSI 58.66, “CCriteeria for Remoote SShutddown for Lighht Waater Reacctorss,” 11996.ANSI 59.22, “SSafetty Crriterria ffor HHVAC Systtems Locaated Outsside Primmary Conttainmment.”ANSI AMCAA 3000-85, “Re

59、everbberannt Rooom MMethood off Tesstingg Fanns Foor Raatingg Purrposees.”ANSI AWWAA C9550-811, “GGlasss-Fibber-rreinfforceed Thhermoosettting Resiin Prressuure PPipe.”ANSI B16.34, “Vallves Fllangeed annd Buuttweeldinng Ennd,” 19966.ANSI B31.5, “Refrrigerratioon Piipingg.”ANSI B96.1, “Weldded AAlumi

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