【正文】 ightWater Nuclear Power Plants,” . Nuclear Regulatory Commission, Washington, ., February 1995.190.Contents and Format of Environmental Impact Reports for Nuclear Power Plants NEPARG1 (Aug. 1988)191.Contents and Format of Environmental Impact Report for GNPS (Trial Operation Phase ) NEPARG3 (Feb. 1994)常規(guī)島采用的有關(guān)法規(guī)、規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)常規(guī)島采用的有關(guān)法規(guī)、規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)主要是國際標(biāo)準(zhǔn)，美國國家標(biāo)準(zhǔn)。具體標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范清單如下表所示：a) 10 CFR10 CFR PT202003輻射防護標(biāo)準(zhǔn)10 CFR PT502003生產(chǎn)和公用設(shè)施國內(nèi)許可證的頒發(fā)10 CFR PT502003附錄A 核電站總的設(shè)計準(zhǔn)則10 CFR PT502003附錄G 抗斷裂韌性要求10 CFR PT502003附錄H 反應(yīng)堆容器材料的監(jiān)督大綱要求10 CFR PT502003附錄I 為使輕水堆排出流中放射性物質(zhì)滿足合理可行盡量低的原則，對設(shè)計目標(biāo)和極限運行條件所作的數(shù)值規(guī)定10 CFR PT502003附錄J 水冷動力堆內(nèi)層反應(yīng)堆安全殼的泄漏試驗10 CFR PT502003附錄K 應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的評價模型10 CFR PT1002003反應(yīng)堆選址準(zhǔn)則10 CFR PT1002003附錄A 核電廠關(guān)于地震和地質(zhì)方面的廠址選擇準(zhǔn)則b) NRC RGRG 應(yīng)急堆芯冷卻和安全殼排熱系統(tǒng)泵的凈正吸入壓頭RG 評價壓水堆失水事故潛在輻射后果的假定RG 核電廠冗余系統(tǒng)之間的獨立性RG 失水事故后安全殼內(nèi)可燃?xì)怏w濃度的控制RG 核電廠人員的資格鑒定和培訓(xùn)RG 核電廠1E級應(yīng)急柴油機組選擇、設(shè)計、鑒定和試驗RG 貫穿內(nèi)層安全殼的儀表管線RG 核電廠地震監(jiān)測儀表RG 乏燃料貯存設(shè)施的設(shè)計基準(zhǔn)RG 反應(yīng)堆冷卻劑泵飛輪的完整性RG 運行前和初始啟動試驗期間的堆內(nèi)構(gòu)件綜合振動評估計劃RG 測量、估算和報告輕水核電站固體廢物中的放射性核液體與氣體排出物所含放射性物質(zhì)釋放的放射性RG 保護系統(tǒng)執(zhí)行功能的定期試驗RG 現(xiàn)場氣象大綱RG 評價壓水堆放射性氣體貯存箱失效潛在放射性后果的假定RG 評價沸水堆和壓水堆燃料裝卸和貯存設(shè)施發(fā)生操作事故潛在放射性后果的假定RG 核電廠包容水蒸汽和放射性廢物的部件的質(zhì)量分組及標(biāo)準(zhǔn)RG 核電廠最終熱阱RG 設(shè)計與建造的質(zhì)量保證大綱要求RG 抗震設(shè)計分級RG 儀表和電氣設(shè)備的安裝、檢查和試驗的質(zhì)保要求RG 不銹鋼焊縫金屬中鐵素體含量的控制RG 核電廠安全有關(guān)電力系統(tǒng)準(zhǔn)則RG 電渣焊性能的控制RG 奧氏體不銹鋼的非金屬保溫材料RG 水冷核電廠流體系統(tǒng)及有關(guān)部件的清洗質(zhì)量保證要求RG 水冷核電廠物項的包裝、運輸、接收、貯存和裝卸的質(zhì)量保證要求RG 水冷核電廠的輔助工作要求RG 水冷核電廠安全殼內(nèi)連續(xù)運行的電動機的鑒定試驗RG 驗證符合組合合適性的廠內(nèi)冗余電源系統(tǒng)的預(yù)運行前試驗RG 低合金鋼部件不銹鋼堆焊層的控制RG 敏化不銹鋼使用的控制RG 反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界泄漏探測系統(tǒng)RG 核電廠安全系統(tǒng)的旁通和不能運行狀態(tài)的顯示RG 核電廠的功率水平RG 低合金鋼焊接預(yù)熱溫度的控制RG 輕水堆核電廠事故后專設(shè)安全設(shè)施空氣凈化系統(tǒng)空氣過濾和吸附裝置的設(shè)計、試驗與維護準(zhǔn)則RG 單一故障準(zhǔn)則在核電廠保護系統(tǒng)中的應(yīng)用RG 核電廠的I、II和III級防護涂層RG 反應(yīng)堆內(nèi)層金屬安全殼系統(tǒng)部件的設(shè)計限值和載荷組合RG 核電廠設(shè)計基準(zhǔn)洪水RG 核電廠抗震設(shè)計的設(shè)計響應(yīng)譜RG 核電廠抗震設(shè)計阻尼值RG 保護動作的手動啟動RG 核電廠安全殼構(gòu)筑物內(nèi)的電氣貫穿件RG 反應(yīng)堆壓力容器主螺栓的材料及檢驗RG 水冷堆核電廠初始試驗大綱RG 驗證水冷堆核電廠遙控停堆能力的初始起動試驗大綱RG 儀控空氣系統(tǒng)的預(yù)運行試驗RG 核電廠混凝土輻射屏蔽RG 核電廠安全分析報告標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)容 (輕水堆版本)RG 核電廠安全殼內(nèi)電動閥運行的鑒定試驗RG 電氣系統(tǒng)的實體獨立性RG 核電廠設(shè)計基準(zhǔn)龍卷風(fēng)RG 評價壓水堆控制棒彈棒事故的假定RG 評價核電廠在假想的有害化學(xué)物質(zhì)釋放時控制室可居留性所用的假定RG 壓水堆應(yīng)急冷卻系統(tǒng)預(yù)運行試驗RG 失水事故后長期再循環(huán)冷卻的水源RG 壓水堆蒸汽發(fā)生器傳熱管的在役檢查RG ASME第III篇第I冊——設(shè)計和制造規(guī)范使用案例RG 對核電廠安全重要的某些電氣設(shè)備的環(huán)境鑒定RG 灌漿鋼筋束預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼構(gòu)筑物的在役檢查RG 核電廠附近道路發(fā)生假想爆炸事件的評價RG 地震響應(yīng)分析中組合模型響應(yīng)和空間分量RG 電源可利用性RG 核電廠建造階段混凝土結(jié)構(gòu)和鋼結(jié)構(gòu)的安裝、檢查和試驗的質(zhì)量保證要求RG 用于輕水堆核電廠事故期間和事故后評價電廠和環(huán)境狀態(tài)的檢測裝置RG 反應(yīng)堆壓力容器材料的輻照脆變RG 核電廠電氣和機械設(shè)備抗震鑒定RG 核電廠防洪RG 安全相關(guān)系統(tǒng)儀表的整定值RG 電動閥電機的過熱保護RG 安全殼結(jié)構(gòu)預(yù)應(yīng)力鋼筋束水泥灌漿的鑒定RG 按照10CFR 50附錄I計算反應(yīng)堆廢液常規(guī)釋放對人體所致年劑量RG 輕水冷卻核動力堆放射性廢物系統(tǒng)的成本－收益分析（征求意見）RG 輕水堆常規(guī)排放的廢氣在大氣中遷移和彌散的估算方法RG 輕水冷動力堆氣體和液體排出物中放射性物質(zhì)釋放量的計算RG 為實施附錄I的對反應(yīng)堆事故排放和常規(guī)釋放排出物的水系擴散的估算RG 低軌彈道汽輪機飛射物的防護RG 機械設(shè)備和系統(tǒng)的安裝、檢查和試驗的質(zhì)量保證要求RG 龍卷風(fēng)設(shè)計分級RG 電力系統(tǒng)和保護系統(tǒng)的定期試驗RG 壓水堆蒸汽發(fā)生器傳熱管因堵管而降級的基準(zhǔn)RG 支撐設(shè)備或部件的樓板抗震設(shè)計所制定的樓板設(shè)計響應(yīng)譜RG I級線型的設(shè)備支撐使用限值和載荷組合RG 核電廠水力構(gòu)筑物和系統(tǒng)的設(shè)計和運行的物理模型RG 燃料密實化分析的一種可采用的模型及其統(tǒng)計方法RG 核電廠大型鉛蓄電池的安裝設(shè)計和安裝RG 核電廠大型鉛蓄電池的維修、試驗和更換RG I級板殼型的設(shè)備支撐使用限值和載荷組合RG 輕水冷核電廠電纜、現(xiàn)場接頭和連接的鑒定試驗（征求意見）RG 核電廠基礎(chǔ)的現(xiàn)場審查RG 輕水冷反應(yīng)堆主系統(tǒng)的松動部件監(jiān)測大綱RG 核電廠正常水位和排水（征求意見）RG 混凝土安全殼的取材、建造和試驗RG 備用柴油發(fā)電機的燃油系統(tǒng)RG 核電廠工程分析和設(shè)計中土壤和巖石的實驗室研究RG 余熱排出導(dǎo)則（征求意見）RG 輕水堆核電廠正常空氣凈化系統(tǒng)空氣過濾和吸附裝置的設(shè)計、試驗及維護準(zhǔn)則RG 流體系統(tǒng)的安全殼隔離措施（征求意見）RG 與核電廠安全有關(guān)的混凝土構(gòu)筑物（反應(yīng)堆容器和安全殼除外）RG 輕水堆核電廠放射性廢物管理系統(tǒng)、構(gòu)筑物和設(shè)備的設(shè)計指南RG 評價核電廠潛在事故后果的大氣彌散模型RG 在役檢查規(guī)范的案例適用性—ASME第XI篇第1冊RG 核電廠安全重要系統(tǒng)能動閥門組件的功能要求RG 役前和在役檢查期間對反應(yīng)堆壓力容器焊縫的超聲波試驗RG 儀表的走線RG 核電廠安全系統(tǒng)數(shù)字計算機軟件的準(zhǔn)則RG 安全系統(tǒng)的電源、儀表和控制部分的準(zhǔn)則RG 壓水堆承壓熱沖擊安全分析報告的格式和內(nèi)容RG 全廠斷電RG 與核電廠相接裝置的環(huán)境鑒定RG 應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)性能的最佳估算RG 核電廠安全相關(guān)鉛蓄電池的鑒定RG 保證核反應(yīng)堆退役資金的可利用性RG 核電廠維護的有效性監(jiān)測RG 用小于50 FtLb的夏比上平臺能量對反應(yīng)堆壓力容器的評估RG 反應(yīng)堆壓力容器熱退火報告的格式和內(nèi)容RG 基于性能的安全殼泄漏試驗大綱RG 震源的鑒定和特性描述以及安全停堆地震地動的確定RG 震前計劃和震后核電廠操縱員快速響應(yīng)RG 由于地震事件而停堆的核電廠的再啟動RG 用于核電廠安全系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件的驗證、確認(rèn)、評審和核查RG 用于核電廠安全系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件的配置管理計劃RG 用于核電廠安全系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件的軟件試驗文件RG 用于核電廠安全系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件的軟件單元試驗RG 用于核電廠安全系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件的軟件需求規(guī)格書RG 延長核電廠安全系統(tǒng)的數(shù)字計算機軟件壽期的方法RG 一種用概率風(fēng)險評價對特定電廠許可證基準(zhǔn)進(jìn)行變更的決策方法RG 一種對特定電廠風(fēng)險預(yù)測的決策方法：在役試驗RG 一種對特定電廠風(fēng)險預(yù)測的決策方法：分級質(zhì)保RG 一種對特定電廠風(fēng)險預(yù)測的決策方法：技術(shù)規(guī)格書RG 一種對特定電廠風(fēng)險預(yù)測的決策方法：管道在役檢查RG 評估安全有關(guān)儀控系統(tǒng)的電磁和射頻干擾的導(dǎo)則RG 根據(jù)10 CFR (e)更新的最終安全分析報告的內(nèi)容RG 核電廠維護工作前的風(fēng)險評估和管理RG 為評估核反應(yīng)堆設(shè)計基準(zhǔn)事故的替代放射性源項RG 核電廠退役RG 停堆后退役行動報告的標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)容RG 確定10 CFR RG 應(yīng)用10 CFR （調(diào)整、試驗和實驗）的導(dǎo)則RG 運行中核電廠的防火RG 確定壓力容器中子注量率的計算和劑量測定方法RG 核電廠退役和永久停堆期間的防火大綱RG 運行和維護規(guī)范的案例適用性 ASME OM規(guī)范RG ASME規(guī)范 不得使用的案例RG 核電廠控制室放射性可居留性評價所需的大氣相對濃度RG 評估輕水堆設(shè)計基準(zhǔn)事故的放射性后果的方法和假設(shè)RG 輕水堆控制室的可居留性RG 核反應(yīng)堆控制室外殼完整性的示范RG 評價核電廠廠址地震土壤液化的程序和準(zhǔn)則RG 混凝土錨固件和結(jié)構(gòu)支撐RG 一種確定風(fēng)險預(yù)測行動中概率風(fēng)險評價結(jié)果的技術(shù)充分性的方法RG 核電廠環(huán)境放射性監(jiān)測大綱RG 核電廠環(huán)境報告的編制RG RG 用于更新核電廠運行許可證的補充環(huán)境報告的編制RG 核電廠廠址合適性的通用準(zhǔn)則RG 輻射監(jiān)測大綱的質(zhì)量保證(正常運行)—排出物和環(huán)境RG 輻射監(jiān)查管理實施導(dǎo)則RG 直讀式和間接讀數(shù)袖珍劑量表RG 職業(yè)性輻照數(shù)據(jù)記錄和報告須知RG 保證核電廠職業(yè)照射在合理可行盡量低的相關(guān)資料RG 生物檢查大綱中可接受的概念、模型、方程式和假定RG 把職業(yè)照射保持在合理可行盡量低的運行原則RG 有關(guān)產(chǎn)前期輻射照射須知RG 可采用的呼吸保護大綱RG 輕水堆核電廠設(shè)計階段職業(yè)輻照劑量評價—人雷姆估算RG I125和I131在生物檢查中的應(yīng)用RG 工作場所的空氣取樣RG 裂變和活化產(chǎn)物在生物檢查中的應(yīng)用RG 輕水冷核電廠工作人員輻射防護的培訓(xùn)RG 音響報警劑量表RG 有關(guān)職業(yè)照射風(fēng)險導(dǎo)則c) 其它1.AABC, National Standards for Testing Balancing Heating, Ventilating and Air Conditioning Systems2.ACI 31899, “Building Code Requirements for Reinforced Concrete,” 1999.3.ACI 34901, “Code Requirements for Nuclear Safety Related Concrete Structures,” 2001.4.AISC N690, “Specification for the Design, Fabrication, and Erection of Steel SafetyRelated Structures for Nuclear Facilities,” 1994.5.AISC S335, “Specification for Structural Steel Buildings, Allowable Stress Design and Plastic Design,” 1989.6.AISI, “Specification for the Design of Cold Formed Steel Structural Members,” 1