新型核反应堆检测报告如何办理？检测项目及标准有哪些？百检第三方检测机构，严格按照新型核反应堆检测相关标准进行测试和评估。做检测，找百检。我们只做真实检测。

涉及新型核反应堆的标准有499条。

国际标准分类中，新型核反应堆涉及到核能工程、词汇、钢铁产品、橡胶和塑料制品、变压器、电抗器、电感器、建筑物结构、废物、图形符号、辐射防护、事故和灾害控制、辐射测量、建筑物的防护、试验条件和规程综合、信息技术应用、热力学和温度测量、阀门、金属材料试验、声学和声学测量、空气质量、管道部件和管道、燃烧器、锅炉、消防、货物的包装和调运综合、金属的腐蚀、涂料和清漆。

在中国标准分类中，新型核反应堆涉及到核反应堆与核电厂核岛设备、核反应堆综合、核仪器与核探测器综合、堆用核仪器、核电厂核岛、核燃料元件及其分析试验方法、动力堆、医用核仪器、通用核仪器、、钢板、钢带、电感器、变压器、基础标准与通用方法、供热堆、核材料、核燃料及其分析试验方法、标志、包装、运输、贮存、石墨材料、研究试验堆、辐射防护与监测综合、电子计算机应用、核辐射事故应急与处理、生产堆、核设施的辐射安全、辐射防护监测与评价、核材料、核燃料综合、钢锭、钢坯、卫生、安全、劳动保护、核材料、核燃料生产、处理设备和设施、放射性三废处理、核探测器、反应堆、核电厂安全配电设备、钢管、铸铁管、太阳能、消防综合、有色金属及其合金产品综合、稀有高熔点金属及其合金、金属化学性能试验方法、型钢、异型钢、钢铁产品综合、涂料、管路附件。

SE-SIS，关于新型核反应堆的标准

SIS SS IEC 639:1981核检测仪表．核反应堆．非安全目的核反应堆保护系统

SIS SS IEC 232:1983核检测仪表．核反应堆使用仪器一般特征

SIS SS IEC 231:1983核检测仪表．核反应堆使用仪器一般原理

SIS SS-ISO 10 645:1992核能．轻水反应堆．原子核燃料衰变热力计算

SIS SS IEC 671:1983核检测仪表．核反应堆保护系统．定期检查监测

SIS SS IEC 737:1984核检测仪表．核动力反应堆堆芯或堆主包壳内温度测量．特性和测试方法

SIS SS IEC 911:1988核检测仪表．加压轻水反应堆堆芯充分冷却的测量法

SIS SS IEC 568:1981核检测仪表．动力反应堆中子通量（通量）测量堆芯仪表

HU-MSZT，关于新型核反应堆的标准

MSZ 14345/2-1976核能，核反应堆的概念

MSZ 24030/2-1980核反应堆设备 储藏分类

MSZ 24030/1-1979核反应堆设备分类，包装和运输

MSZ 19357/8-1984固态剂量。测定热中子通量密度核反应堆使用热探测器

IAEA - International Atomic Energy Agency，关于新型核反应堆的标准

NS-G-1.12-2005核电站反应堆堆芯设计

NS-G-1.10-2004核电站反应堆安全壳系统设计

NS-G-1.9-2004核电站反应堆冷却剂系统及相关系统的设计

美国机械工程师协会，关于新型核反应堆的标准

ASME N-7-2010核反应堆密闭度

ASME N-7-2002核反应堆外壳数据报告

ASME STP-NU-009-2008高温气体冷却核反应堆用石墨

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

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

ASME N-1-2011核反应堆容器合格证书持有人的数据报告

ASME RA-S-1.4-2021先进非轻水反应堆核电站概率风险评估标准

ASME RA-S-1.2-2014轻水反应堆（LWR）核电厂应用的严重事故进展和放射性释放（2 级）PRA 标准

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

英国标准学会，关于新型核反应堆的标准

BS ISO 4233:2023反应堆技术 核聚变反应堆 核聚变反应堆高温承压部件热氦泄漏检测方法

BS ISO 12749-5:2018核能、核技术和放射防护 词汇 核反应堆

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 IEC 62117:1999核反应堆仪表 压水反应堆（PWR） 在冷停机期间监测堆芯内是否有足够的冷却

BS 4877:1972核反应堆仪表的一般原理推荐标准

BS ISO 10645:2022核能 轻水反应堆 非回收核燃料中的衰变热能

BS 6078:1981核反应堆仪表和控制装置计算机应用指南

BS 4877:2016跟踪更改 核反应堆仪表与控制 实践守则

21/30381261 DCBS ISO 10645 核能 轻水反应堆 非回收核燃料中的衰变热能

21/30434328 DCBS EN 63374 核电站 对安全很重要的仪表系统 核反应堆反应性计的特点及测试方法

BS ISO 26802:2010核设施.核反应堆用防泄漏和通风系统设计和操作准则

BS IEC 61501:1998核反应堆仪表 宽范围中子注量率计 均方电压法

BS ISO 23466:2020压水堆核电站反应堆冷却剂系统主要设备和管道绝热设计标准

BS ISO 2889:2010从核反应堆和核设施管道中对放射性物质进行空气传播取样

BS IEC 61501:2001核反应堆仪器仪表.宽范围中子流量仪.平方电压法

ASME 3 Div5-2021第三节，核设施部件建造规则 - 第 5 部分，高温反应堆

ASME 3 Div5-2019第三节，核设施部件建造规则 - 第 5 部分，高温反应堆

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

23/30469793 DCBS IEC 60911 核电站 仪表系统 监测加压轻水反应堆堆芯内充分冷却的测量

BS ISO 16966:2013核能. 核燃料技术. 评估核反应堆产生的活性废料放射性的理论活性计算方法

BS EN ISO 18229:2021第四代核反应堆机械部件和金属结构的基本技术要求

BS EN 60965:2016跟踪更改 核电厂 控制室 用于反应堆停堆的辅助控制室 无需进入主控制室

20/30380951 DCBS ISO 23466.压水堆核电站反应堆冷却剂系统主要设备和管道的绝热设计标准

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 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 ISO 11311:2011+A1:2022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

国际电工委员会，关于新型核反应堆的标准

IEC 61505:1998核反应堆仪表 沸水反应堆(BWR) 稳定性监测

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

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 60231:1967核反应堆仪表一般原则

IEC 60557:1982核反应堆领域的IEC术语

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 60232:1966核反应堆仪器的一般特性

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 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

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 60231A:1969核反应堆仪表一般原则 补充1

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 TR 61510:1996RBMK核反应堆-仪表和控制建议改进

IEC TR3 61510:1996RBMK核反应堆 仪表和控制改进的建议

IEC 60639:1979核反应堆 保护系统用于非安全目的

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 60671:1980核反应堆防护系统的定期试验和监测

IEC 61502:1999核电厂 加压水反应堆 内部结构振动监测

IEC 61224:1993核反应堆 电阻温度探测器(RTD)的响应时间 现场测量

IEC 60643:1979数字计算机在核反应堆仪器和控制装置中的应用

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 61501:1998核反应堆仪表 宽范围中子通量比率仪 均方电压法

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 61250:1994核反应堆 安全重要仪表和控制系统 冷却剂系统的泄漏检测

US-FCR，关于新型核反应堆的标准

FCR NE-F-3-10T (1)-1979反应堆核心部件的无损检测（新设计无效）

FCR NE-F-3-10T-1977反应堆核心部件的无损检测（新设计无效）

FCR NE-F-3-10T (2)-1980反应堆核心部件的无损检测（新设计无效）

FCR DOE 5480.6-1986能源部核反应堆安全

FCR DOE 5480.30-1993核反应堆安全设计准则

FCR NE-F-6-2T-1973反应堆核心部件和测试组件的焊接

FCR DOE-STD-101-92-1992可能应用于能源部非反应堆核设施的核安全标准汇编

行业标准-核工业，关于新型核反应堆的标准

EJ/T 567-1991核反应堆仪表术语

EJ/T 318-1992压水堆核电厂反应堆设计准则

EJ/T 1014-2005核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确定

EJ/T 1113-2000压水堆核电厂反应堆*次临界试验

EJ/T 1114-2000压水堆核电厂反应堆*次装料试验

EJ/T 320-1998压水堆核电厂反应堆总体设计准则

EJ/T 1115-2000压水堆核电厂反应堆低功率物理试验

EJ/T 319-1992压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则

EJ 320-1988压水堆核电厂反应堆结构总体设计准则

EJ/T 322-1994压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则

EJ 322-1988压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则

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 325-1988压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则

EJ/T 853-1994微型反应堆铍反射层设计和使用

EJ/T 20034-2012空间热离子反应堆核动力装置 核设计准则

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 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 1137-2001压水堆核电厂反应堆控制棒驱动机构设计规范

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 446-1989三十万千瓦压水堆核电厂 反应堆物理启动试验

EJ/T 758-1993压水核电厂反应堆弹棒事故分析准则

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 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 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/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 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 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 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 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 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 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 503-1990三十万千瓦压水堆核电厂 反应堆堆内构件设计和制造技术条件

EJ/T 959-1995核反应堆内热中子通量测量数据处理方法

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 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 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 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 20050-2014非反应堆核设施通风系统的设计及运行准则

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 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 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 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 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 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/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 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

RO-ASRO，关于新型核反应堆的标准

STAS 6729/2-1984核能．核反应堆技术．术语表

STAS 6729/1-1982核能．物理反应堆词汇表

STAS 12912-1990核反应堆仪表和防护的辐射探测器特性和测试方法

国家质检总局，关于新型核反应堆的标准

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/T 13368-2008微型中子源反应堆核燃料棒技术条件

GB/T 8995-1988核反应堆中子注量率测量堆芯仪表

GB/T 8995-2008核反应堆中子注量率测量堆芯仪表

GB 12789.2-1991核反应堆仪表准则 第二部分: 压水堆

GB/T 12789.2-1991核反应堆仪表准则第2部分:压水堆

GB/T 41591-2022压水堆核电厂反应堆*次临界试验

GB/T 4960.2-1996核科学技术术语裂变反应堆

GB/T 4083-1983核反应堆保护系统安全准则

GB/T 4083-2005核反应堆保护系统安全准则

GB/T 12789.4-1994核反应堆仪表准则第4部分:液态金属冷却快堆

GB/T 12789.4-94核反应堆仪表准则 第四部分: 液态金属冷却快堆

GB 12789.1-1991核反应堆仪表准则 第一部分: 一般原则

GB/T 12789.1-1991核反应堆仪表准则第1部分:一般原则

GB/T 13628-1992核反应堆保护系统用于非安全目的准则

GB/T 5203-2011核反应堆安全逻辑装置特性和检验方法

GB/T 5203-1985核反应堆安全逻辑装置特性和检验方法

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/T 7164-1994用于核反应堆的辐射探测器特性及其测试方法

GB/T 7164-2004用于核反应堆的辐射探测器特性及其测试方法

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 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 15146.8-2008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

GB/T 43062-2023核能反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数（dpa）的确定

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 15146.1-2008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 15146.10-2001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

韩国科技标准局，关于新型核反应堆的标准

KS C IEC 60231D:2012核反应堆仪器通用原理的附属书D.加压水核反应堆仪器

KS C IEC 60557:2004核反应堆领域的IEC术语

KS C IEC 60231:2012核反应堆仪器通用原理

KS D 3748-2008(2018)钢核反应堆蒸汽蒸发器

KS C IEC 62117-2009(2019)核反应堆仪表－加压轻水反应堆（PWR）－冷停堆期间监测堆芯内的充分冷却

KS D 3748-2008核反应堆蒸汽发生机用钢

KS D 3748-1993核反应堆蒸汽蒸发器用钢

KS C IEC 60231-2012(2017)核反应堆仪表的一般原则

KS C IEC 60231-2012(2022)核反应堆仪表的一般原理

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 A ISO 10979-2012(2022)核动力反应堆燃料组件的识别

KS C IEC 60231A:2012核反应堆仪器通用原则.补充版1

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

KS A ISO 10645-2006(2021)核能轻水反应堆核燃料衰变热功率的计算

KS C IEC 61224:2012核反应堆.电阻温度探测器(RTD)的响应时间.

KS A ISO 17873-2012(2017)核设施非核反应堆核设施通风系统设计和运行准则

KS C IEC 60671:2012核反应堆防护系统的定期试验和监视

KS A ISO 17873-2012(2022)核设施－核反应堆以外的核设施通风系统的设计和运行标准

KS C IEC 61224-2012(2022)核反应堆－电阻温度检测器（RTD）的响应时间－现场测量

KS C IEC 61224-2012(2017)核反应堆电阻式温度检测器（RTD）响应时间现场测量

KS C IEC 60965-2012(2017)核电厂－控制室－不进入主控制室的反应堆停堆辅助控制点

KS A ISO 17873:2012核设施.除核反应堆之外的核装置用通风系统设计和运行标准

KS C IEC 60965-2012(2022)核电厂－控制室－反应堆停堆的辅助控制点 无需进入主控制室

KS C IEC 60231A-2012(2017)核反应堆仪表总负责人－出版物60231（1967）的第一次增补

KS C IEC 60231A-2012(2022)核反应堆仪表的一般原理－出版物60231（1967）的第一次补充

KS C IEC 60911-2004(2019)用于监测加压轻水反应堆核心内的充分冷却的测量

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 D ISO 10270-2016(2021)金属和合金的腐蚀－核电反应堆用锆合金的水腐蚀试验

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

KS C IEC 61250-2006(2016)核反应堆安全重要仪表和控制系统冷却剂系统泄漏检测

KS C IEC 61250:2006核反应堆.安全重要仪表和控制系统.冷却剂系统的泄漏检测

ANS - American Nuclear Society，关于新型核反应堆的标准

19.3-1983核反应堆中子反应率分布和反应性的测定

19.3-1995核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的测定

19.3-2005核动力反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确定

19.3.4-2002核反应堆中热能沉积率的测定

19.3.4-1976核反应堆中热能沉积率的测定

19.1-1983用于反应堆设计计算的核数据集

19.1-2019用于反应堆设计计算的核数据集

19.1-2002用于反应堆设计计算的核数据集

5.10-1998非反应堆核设施的空气释放分数

N45.4-1972核反应堆安全壳结构的泄漏率测试

19.6.1-2011重新加载压水反应堆的启动物理测试

19.6.1-2005重新加载压水反应堆的启动物理测试

19.6.1-1985重新加载压水反应堆的启动物理测试

19.6.1-1997重新加载压水反应堆的启动物理测试

58.16-2014非反应堆核设施的安全分类和设计准则

8.1-2014反应堆外裂变材料运行中的核临界安全

8.1-1983反应堆外裂变材料运行中的核临界安全

8.1-1998反应堆外裂变材料运行中的核临界安全

54.1-1989液态金属反应堆核电站通用安全设计准则

53.1-2011模块化氦冷反应堆装置的核安全设计过程

N18.2 ADD A-1975固定式压水反应堆装置设计的核安全准则

52.1-1983固定式沸水反应堆装置设计的核安全准则

N18.2-1973固定式压水反应堆装置设计的核安全准则

51.1-1983固定式压水反应堆装置设计的核安全准则

57.3-2018轻水反应堆电厂新燃料储存设施的设计要求

57.3-1983轻水反应堆电厂新燃料储存设施的设计要求

8.21-1995在反应堆外的核设施中使用固定中子吸收器

8.14-2004在反应堆外的核设施中使用可溶性中子吸收剂

57.2-1983核电厂轻水反应堆乏燃料贮存设施的设计要求

8.12-1987反应堆外钚-铀燃料混合物的核临界控制和安全

6.8.1-1981轻水核反应堆区域辐射监测系统的选址和设计标准

8.12-1978反应堆外均质钚-铀燃料混合物的核临界控制和安全

8.1 ERTA-反应堆外可裂变材料操作中的核临界安全（勘误表至 1998 R2007）

RU-GOST R，关于新型核反应堆的标准

GOST 23082-1978核反应堆.术语和定义

GOST 28506-1990“ВВЭР（水-水动力反应堆）型”核能反应堆的放热装置.放热部件外壳密封性检查方法

GOST R 51964-2002核反应堆废燃料的运输包装.类型和基本参数

GOST 26843-1986核能反应堆.对控制和防护系统的一般要求

GOST 17137-1987核反应堆辐射监督、控制和防护系统.术语和定义

GOST 26013-1983核反应堆废释热块包装运输全套装置.一般技术要求

GOST 24727-1981核动力容器密封压水反应堆 冷却液增压系统通用要求

GOST 24789-1981核能压水堆内部反应控制系统的测量通道.一般技术要求

GOST 27445-1987核反应堆的控制和防护用中子流监控体系.一般技术要求

印度尼西亚标准，关于新型核反应堆的标准

SNI IEC 60557:2009核反应堆领域的IEC术语

SNI 18-4149-1996核反应堆. 操作与维护技术资格

TR-TSE，关于新型核反应堆的标准

TS 2596-1977核反应堆仪表一般特性

TS 3603-1981核反应堆测量仪表和防护用辐射探测器

CZ-CSN，关于新型核反应堆的标准

CSN IEC 231:1994核反应堆仪器一般原则

CSN IEC 643:1994数字电脑在核反应堆检测及控制中的应用

CSN IEC 639:1994核反应堆．非安全状态下防护系统的启用

CSN IEC 737:1994核反应堆的堆芯内部温度或堆主包壳内温度测量．特点和测试方法

国际标准化组织，关于新型核反应堆的标准

ISO 4233:2023反应堆技术.核聚变反应堆.核聚变堆中高温承压部件的热氦泄漏试验方法

ISO 10979:1994核动力反应堆用燃料组件标识

ISO/CD 3579反应堆技术-核电站-结构模块安装

ISO 10645:1992核能 轻水反应堆 核燃料衰变热功率的计算

ISO 12749-5:2018核能,核技术以及放射防护.词汇.第5部分:核反应堆

ISO 18077:2018压水反应堆的重新加载启动物理试验

ISO 18077:2022压水反应堆的重新加载启动物理试验

ISO 10645:2022核能.轻水反应堆.非循环核燃料中的衰变热功率

ISO 17873:2004核设施.除核反应堆之外的核装置用通风系统的设计和运行标准

ISO 26802:2010核设施.核反应堆用防泄漏和通风系统的设计和操作准则

ISO 11311:2011核临界安全.反应堆外部钚铀混合燃料的临界值

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 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 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 18229:2018第四代核反应堆机械部件和金属结构的基本技术要求

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 23018:2022核反应堆辐射防护和屏蔽计算的群平均中子和γ射线截面

行业标准-能源，关于新型核反应堆的标准

NB/T 20102-2012核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的确定

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 20144-2012压水堆核电厂反应堆*次临界试验

NB/T 20434-2017RK压水堆核电厂反应堆*次装料试验

NB/T 20285-2014压水堆核电厂反应堆系统设计总要求

NB/T 20435-2017RK压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验

NB/T 20101-2012压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析要求

NB/T 20101-2021压水堆核电厂反应堆弹棒事故分析要求

NB/T 20606-2021压水堆核电厂反应堆堆内构件水下维修技术条件

NB/T 20187-2012压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则

NB/T 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 20269-2014压水堆核电厂反应堆冷却剂泵设计制造规范

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 20154-2012压水堆核电厂反应堆压力容器老化管理指南

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 20112-2012压水堆核电厂反应堆厂房电缆端接技术规程

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 20576-2019压水堆核电厂反应堆压力 容器中子注量率分析

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 20343-2021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 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 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 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 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 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 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 20582-2021压水堆核电厂反应堆硼和水补给系统调试技术导则

NB/T 20254-2013核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则

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 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 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 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

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 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 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 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 20100-2016RK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 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 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 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 20006.5-2021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 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 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 20006.4-2021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 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 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 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 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 20006.19-2019压水堆核电厂用合金钢 第 19 部分：反应堆冷却剂 泵泵壳用锰-镍-钼合金钢 锻件

美国核协会，关于新型核反应堆的标准

ANS 19.3-1995核反应堆稳态中子反应率分布和反应性的测定

ANS 19.1-2002反应堆设计计算用核数据集

ANS 19.3.4-2002核反应堆热能沉淀率的测定

ANS 5.10-1998非反应堆核设施中的空气释分

ANS 19.6.1-1997重新加载压水反应堆的启动物理测试

ANS 58.16-2014非反应堆核设施的安全分类和设计准则

ANS 8.1-1998(R2007)反应堆外裂变材料运行中的核临界安全

ANS 8.1-2014反应堆外裂变材料运行中的核临界安全

ANS 53.1-2011模块化氦冷反应堆装置的核安全设计过程

ANS 8.1-1998反应堆外部裂变物质操作中的核临界安全性

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 RA-S-1.4-2021先进非轻水反应堆核电站概率风险评估标准

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 8.12-1987反应堆外部钚铀混合燃料核临界控制和安全性

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

中国团体标准，关于新型核反应堆的标准

T/TLRIA 0005-2018核反应堆堆坑通风系统用橡胶垫片

T/CECPA 003-2021反应堆核设计软件确认方法

T/CNS 39-2020高温气冷堆核动力厂反应堆保护系统设计准则

T/CSTM 00915-2023核反应堆用粉体填装盒式绝热制品

T/CNS 30-2020高温气冷堆核动力厂反应堆冷却剂系统设计准则

T/TLRIA 0004-2018核电反应堆冷却剂泵用O形橡胶密封圈

T/CNEA 003-2020进口核安全1级反应堆冷却剂泵安全检验文件审查指南

国家能源局，关于新型核反应堆的标准

NB/T 20434-2017压水堆核电厂反应堆*次装料试验

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 20430-2017非能动压水堆核电厂反应堆堆顶结构安装技术规程

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 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 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/Z 20254-2013核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则

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 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 20400-2017压水堆核电厂反应堆堆腔水池与乏燃料水池中的不锈钢构件制造技术规程

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

国家*用标准-总装备部，关于新型核反应堆的标准

GJB 4256-2001核潜艇反应堆燃料元件堆外核临界安全要求

GJB 843.18-1994潜艇核动力装置设计安全规定压水型反应堆核设计准则

GJB 5165-2003核潜艇动力装置反应堆冷却剂泵规范

GJB 843.40-2003潜艇核动力装置设计安全规定反应堆板型燃料组件设计准则

GJB 2911-1997潜艇核动力装置反应堆启动一次中子源规范

GJB 1554.10-2015潜艇核动力装置建造安全规定 第10部分：核潜艇反应堆预装要求

GJB 1554.2-1992潜艇核动力装置建造安全规定反应堆物理启动要求

GJB 843.19-1994潜艇核动力装置设计安全规定反应堆热工水力设计准则

GJB 843.2-1990潜艇核动力装置设计安全规定反应堆压力容器设计准则

IT-UNI，关于新型核反应堆的标准

UNI 7305-1974核设备：反应堆．辐射钢检验

UNI 7555-1976核设备．水反应堆的原始循环泵

UNI 7459-1975核设备－动力反应堆．保护系统的设计标准

UNI 7797-1977核设备．水反应堆的切断阀，调节阀和停止阀

UNI EN ISO 18229:2021第四代核反应堆预期机械部件和金属结构的基本技术要求

德国标准化学会，关于新型核反应堆的标准

DIN 25433:2016-10核电反应堆燃料组件识别

DIN 25463-1:2014-02轻水反应堆核燃料衰变功率的计算第1部分：压水反应堆用氧化铀核燃料

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 25433:1988核动力反应堆的燃料组件标识

DIN 25411:1991核反应堆.图形符号和缩写形式

DIN 25433:2016核动力反应堆的燃料组件标识

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 25463-2:2014-02轻水反应堆核燃料衰变功率的计算 第2部分：压水反应堆用混合铀钚氧化物(MOX)核燃料

DIN 25401-2:2002核技术术语定义.第2部分:反应堆设计

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 25476:1987轻水反应堆核电站的初级冷却液清洁系统

DIN 25476:2012轻水反应堆核电站的初级冷却液清洁系统

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 25455:1990核电厂中放射性污染气体的处理.轻水反应堆

DIN 25474:1996核技设施(反应堆除外)保持临界安全的管理措施

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

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 25474:2014-06除反应堆外的核设施临界安全保护行政性质的措施

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 EN ISO 10270:2022-05金属和合金的腐蚀 核电反应堆用锆合金的水腐蚀测试

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 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 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

KR-KS，关于新型核反应堆的标准

KS D 3748-2008(2023)核反应堆蒸汽蒸发器用钢

美国国防后勤局，关于新型核反应堆的标准

DLA MS16476 REV A VALID NOTICE 2-2003TF4SX04EB214型(反应堆)电感器

DLA MS16476 REV A VALID NOTICE 1-1988TF4SX04EB214型(反应堆)电感器

DLA MS16476 REV A-1966TF4SX04EB214型(反应堆)电感器

美国国家标准学会，关于新型核反应堆的标准

ANSI/ANS 19.1-2002反应堆设计计算用核数据集

ANSI/ANS 19.3.4-2002核反应堆热能沉积率的测定

ANSI/ANS 5.10-1998非反应堆核设施处气载微粒释放率

ANSI/ANS 56.8-2002核反应堆.安全壳系统泄漏测试要求

ANSI/ANS 8.1-1998外部反应堆裂变物质操作中核临界安全

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 8.12-1987反应堆外部钚铀混合燃料的核临界控制和安全

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 8.21-1995固定的中子吸收剂在核设施外围反应堆中的使用

ANSI/NFPA 806-2010改进核反应堆发电厂交换过程用防火性能基础标准

(美国)*事条例和规范，关于新型核反应堆的标准

ARMY MIL-DTL-3628/34 K VALID NOTICE 3-2013徽章，资格，核反应堆操作员，*队

行业标准-电力，关于新型核反应堆的标准

DL/T 1142-2009核电厂反应堆控制系统软件测试

行业标准-船舶，关于新型核反应堆的标准

CB 20141-2014核潜艇反应堆舱电缆端头密封工艺

国家*用标准-国防科工委，关于新型核反应堆的标准

GJB 5405-2005空间热离子反应堆核动力装置术语

加拿大标准协会，关于新型核反应堆的标准

CSA N290.4-2011核电厂反应堆控制系统要求（第二版）

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

CSA N285.0/N285.6 SERIE-2012CANDU 核电站加压系统和部件的一般要求/CANDU 核电站反应堆部件材料标准（第二版；第 2 天更新：2013年9月；更新

CSA N290.7-2014核电站和小型反应堆设施的网络安全（第一版；勘误表：2015年2月）

CSA N290.11-2013核电厂停运期间反应堆排热能力要求（第一版）

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

CSA N285.6 SERIES-88-1988CANDU 核电厂反应堆部件材料标准 通用指令 No 1 R（2000）

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 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

未注明发布机构，关于新型核反应堆的标准

NB 20481-2018压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范

GJB 8790-2015潜艇核动力装置反应堆冷却剂泵规范

NB 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 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

GJB 843.18A-2017潜艇核动力装置设计安全规定 第18 部分：压水型反应堆核设计要求

BS IEC 60965:2009核电厂 — 控制室 — 无需进入主控制室的反应堆停堆的补充控制点

GJB 843.40-2018潜艇核动力装置设计安全规定 第40部分：反应堆板型燃料组件设计准则

BS ISO 18229:2018第四代核反应堆机械部件和金属结构的基本技术要求

NB 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

美国材料与试验协会，关于新型核反应堆的标准

ASTM E2215-10轻水中型核动力反应堆罐监测室评估的标准实施规程

ASTM E185-73核反应堆容器监督试验的标准推荐规程

ASTM E636-14e1核电反应堆船舶补充监测试验标准指南

ASTM E636-20核电反应堆船舶补充监测试验标准指南

ASTM E185-10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 E50-90(1995)e1轻水中等核反应堆船舶在役退火标准指南

ASTM E509/E509M-21轻水中等核反应堆船舶在役退火标准指南

ASTM E50-11(2016)轻水中等核反应堆船舶在役退火标准指南

ASTM E509-97轻水冷却核反应堆容器在役退火的标准指南

ASTM E2215-02评价轻水核电反应堆监视舱的标准实施规程

ASTM C757-16(2021)轻水反应堆用核级二氧化钚粉末的标准规范

ASTM E636-95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 E185-16轻水中等核反应堆船舶监控计划设计标准实践

ASTM E509/E509M-14轻水慢化核反应堆容器运转中退火的标准指南

ASTM C757-16用于轻水反应堆的核级氧化钚粉末的标准规格

ASTM B811-13(2022)e1核反应堆燃料包壳用锻造锆合金无缝管标准规范

ASTM E706-01轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)

ASTM E706-87(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 E706-23 Red轻水反应堆堆芯压力容器监视标准的标准主模型,E706(0)

ASTM C781-19气冷核反应堆部件用石墨材料试验的标准实施规程

ASTM B811-02(2007)核反应堆燃料包壳用锻制锆合金无缝管的标准规范

ASTM B811-02核反应堆燃料包壳用锻制锆合金无缝管的标准规范

ASTM B811-01核反应堆燃料外包覆用锻制锆合金无缝管标准规范

ASTM B811-97核反应堆燃料外包覆用锻制锆合金无缝管标准规范

ASTM C781-18气冷核反应堆部件用石墨材料试验的标准实施规程

ASTM C781-20气冷核反应堆部件用石墨材料试验的标准实施规程

ASTM B811-13e1核反应堆燃料包壳用锻制锆合金无缝管的标准规格

ASTM B811-13(2017)核反应堆燃料包壳用锻制锆合金无缝管的标准规格

ASTM B811-13核反应堆燃料包壳用锻制锆合金无缝管的标准规格

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 E509-03轻水冷却核反应堆容器在运转中逐渐冷却的标准指南

ASTM E1035-85(1996)核反应堆容器支撑结构辐射暴露测定的标准实施规程

ASTM E1035-85(1990)核反应堆容器支撑结构辐射暴露测定的标准实施规程

ASTM E2215-15评估轻水慢化核电反应堆容器监视舱的标准实施规程

ASTM E1035-13测定核反应堆容器支座结构中子辐照的标准实施规程

ASTM E509-03(2008)轻水冷却核反应堆容器在运转中逐渐冷却的标准指南

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 E185-02轻水冷却核反应堆容器的监督程序设计的标准操作规程

ASTM E636-09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 E185-15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 E185-15e1轻水冷却核反应堆容器的监督程序设计的标准实施规程

ASTM E636-14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 E1035-18(2023)核反应堆容器支撑结构中子暴露量测定的标准实施规程

ASTM E1035-18核反应堆容器支撑结构中子暴露量测定的标准实施规程

ASTM E1035-02核反应堆容器支承结构的中子辐照量测定标准实施规程

ASTM E1035-08核反应堆容器支承结构的中子辐照测定的标准实施规程

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

ASTM D5962-96(1999)评定核反应堆的 I 级区域内连续不合格涂层(油漆)标准指南

ASTM E636-10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 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

PL-PKN，关于新型核反应堆的标准

PN J01101-1989核技术．探测．核反应堆控制和保护系统术语和定义

法国标准化协会，关于新型核反应堆的标准

NF ISO 17873:2006核装置 核反应堆以外的核装置通风系统的设计和运行标准

NF ISO 26802:2010核设施 - 核反应堆安全壳和通风系统的设计和运行标准

NF M62-250*NF ISO 17873:2006核设施.除核反应堆之外的核装置用通风系统的设计和运行标准

NF M62-251*NF ISO 26802:2010核设施 核反应堆用防泄漏和通风系统的设计和操作准则

NF C52-558-2-20*NF EN 61558-2-20:2011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 M60-350*NF ISO 16966:2014核能. 核燃料技术. 评估核反应堆产生的活性废料放射性的理论活性计算方法

NF M64-002*NF EN ISO 18229:2021第四代核反应堆机械部件和金属结构的基本技术要求

NF EN ISO 18229:2021第四代核反应堆机械部件和金属结构的基本技术要求

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 M60-443*NF ISO 11311:2011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 T30-903:1988油漆和清漆 核工业用油漆 电离辐射耐受性测试（压水反应堆）

丹麦标准化协会，关于新型核反应堆的标准

DS/EN 60965:2011核电站 控制室 不进入主控制室的反应堆停堆辅助控制点

DS/ISO 18229:2021第四代核反应堆预期机械部件和金属结构的基本技术要求

GOSTR，关于新型核反应堆的标准

GOST 22901-1978用核反应堆用过的燃料组件包装运输装置 类型及基本参数

GOST 17138-1981监测核电站核反应堆燃料元件破裂的设备 通用技术要求和试验方法

GOST R 22.2.11-2018紧急情况下的安全 预期核反应堆厂事故辐射状况评估方法

国家市场监督管理总局、中国国家标准化管理委员会，关于新型核反应堆的标准

GB/T 7164-2022用于核反应堆的辐射探测器特性及测试方法

GB/T 37623-2019金属和合金的腐蚀核反应堆用锆合金水溶液腐蚀试验

欧洲电工标准化委员会，关于新型核反应堆的标准

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 60965:2016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

HD 461-1987正常操作和事故条件下轻水核反应堆的液流处理监控设备

HD 462-1987正常操作和事故条件下轻水核反应堆的液流处理监控设备

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，关于新型核反应堆的标准

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

欧洲标准化委员会，关于新型核反应堆的标准

EN ISO 18229:2021第四代核反应堆机械部件和金属结构的基本技术要求

ES-UNE，关于新型核反应堆的标准

UNE-EN ISO 18229:2021第四代核反应堆机械部件和金属结构的基本技术要求

WRC - Welding Research Council，关于新型核反应堆的标准

BULLETIN 382-1993先进轻水反应堆核管道标准@ 第 1 卷故障机制和纠正措施

美国电气电子工程师学会，关于新型核反应堆的标准

NFPA (Fire) 806基于性能的先进核反应堆发电厂防火标准变更过程，2020 年版

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