简介：文章对美国和法国的核燃料标准体系进行了介绍，重点对我国压水堆燃料标准体系及其包含的主要法规标准进行了梳理和综述，并建议短期参照美国标准补充与锆材相关以及安全相关的标准，以适应我国目前的发展需要和完善我国的核燃料标准体系，从长期来看应将我国与压水堆燃料设计和制造有关的标准整合成如RCC—C形式的综合性标准，以彻底解决压水堆燃料的标准问题。

简介：能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2015年5月12日在北京组织召开了能源行业核电标准《非能动压水堆核电厂核岛主要系统布置准则》的专家审查会，来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院、中广核工程有限公司等10家单位的标技委委员、专家和代表参加了会议。

简介：在分析压水堆核电厂安全重要电气设备的类型和功能的基础上,确定了其标准的需求情况.在跟踪国际标准或国外先进标准的同时,结合我国核电工程的实际情况,制定相应的设备设计、制造及鉴定标准,确保压水堆核电厂安全重要电气设备在核电厂正常运行、预计运行事件或事故工况下完成其相应的安全功能.

简介：全国核能标准化技术委员会(TC58)核燃料分会(SC5)4月28日在北京召开压水堆核燃料组件设计和制造标准研讨会。全国核能标准化技术委员会主任委员周永茂院士、核燃料分会主任委员李冠兴院士、分会副主任委员/国防科技工业局核工业司林森副司长及燃料设计制造专家与会,

简介：

简介：本文以复审者的分析研究报告为依据,就300MW压水堆核电厂标准经过五六年来的实践作一总结,并就其特色和不足作了分析,最后对编制核电调试方面的标准,提出建议。

简介：文章概述了小型模块化压水反应堆（以下简称小堆）厂址适宜性要求、国际上现行应急计划区的分区和大小,介绍了反应堆应急计划区的确定方法,同时对我国小堆应急计划区的划分提出可能的建议。

简介：

简介：通过分析300MW压水堆核电厂标准（以下简称“标准”）在两个核电工程中所起的作用和带来的经济效益及社会效益，问述了其扩大适用范围的可行性，并提出了建议．

简介：国际原子能机构（IAEA）依托已有的核安全标准,开展的设计安全评估服务（DSARS）得到了业内广泛的认可,通用反应堆设计评估（GRSR）即是其中一种：文章首先对IAEA核安全标准的三个层次及其主要内容进行简单梳理,然后结合已经开展了的GRSR评估活动,对评估的流程、内容、结论等方面进行介绍,同时还对评估过程中专家重点关注的内容进行了简单归纳,最后给出了开展GRSR评估的指导性意见。

简介：2015年5月29日，能源行业核电标准化技术委员会秘书处在北京主持召开了能源行业核电标准《压水堆安全重要流体系统单一故障准则》送审稿审查会。来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院等8家单位的18位专家和代表参加了此次会议。

简介：EJ/T1041—1996《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》的在役检查计划是我国核电站实施核岛机械设备在役检查的主要依据之一。文章分析并总结了EJ/T1041—1996在役检查计划的不足及主要问题,通过吸收国内外核电站在役检查计划的实践经验,完成了EJ/T1041—1996的在役检查计划的修订。

简介：2014年8月25日～26日，南能源行业核电标准化技术委员会秘书处组织有关单位专家和代表在北京召开了能源行业核电标准《非能动压水堆核电厂工程设计图形符号和文字代号》、《非能动压水堆核电厂系统设备代码》《非能动胝水堆核电厂文件代码》3项标准送审稿的专家审查会。

简介：能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年8月6日～7日，在北京组织审查了由中国核动力研究设计院主编的核电行业标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范》。来自环保部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司等9家单位的12位专家和代表参加了此次标准审查会。

简介：中国核工业总公司:你总公司以核总科发(1994)100号文报批的《压水堆压力容器选材原则与基本要求》等两项国家标准草案,业经我局批准,并在《发布国家标准公告加和发布,编号和名称如下:推荐性标准:

简介：能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年7月10日～11日，在北京组织召开了核电标准的审查会。本次会议审查了由哈尔滨汽轮机厂有限责任公司主编的《核电厂汽轮机转子设计制造规范第1部分：整锻转子》、《核电厂汽轮机转子设计制造规范第2部分：套装转子》和《核电厂汽轮机转子设计制造规范第3部分：焊接转子》3项标准。来自上海发电设备成套设计研究院、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院等8家单位的18位专家和代表参会。

简介：在编写标准化文件时,应按有关标准的规定正确使用量和单位、规范书写量和单位的名称和符号,合理使用阿拉伯数字和汉字教字,但部分标准化文件中经常出现不适当、不规范和不合理的情形,对此,本文详细陈述了这些问题,提出了正确表述方式,并辅以形象化的示例.

简介：

简介：

简介："三代"核电厂相对"二代加"在安全性和先进性方面都有改进,这些改进体现在设计和建造法规标准当中,透彻理解EPR设计建造标准是掌握"三代"核电厂设计和建造技术的基础。主要阐述了EPR/CPR设计建造标准的变化。EPR标准的变化适应了EPR堆型本身的特点,如60年寿期、满足更高的安全要求等特点。其主要变化还体现在经验反馈、新技术应用、适应新的法规要求、引用标准的更新等。