【正文】 和試驗(yàn)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(xiàng)的包裝、運(yùn)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(yùn)行的電動(dòng)機(jī)的鑒定試驗(yàn)RG 驗(yàn)證符合組合合適性的廠內(nèi)冗余電源系統(tǒng)的預(yù)運(yùn)行前試驗(yàn)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(yùn)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(jì)、試驗(yàn)與維護(hù)準(zhǔn)則RG 單一故障準(zhǔn)則在核電廠保護(hù)系統(tǒng)中的應(yīng)用RG 核電廠的I、II和III級防護(hù)涂層RG 反應(yīng)堆內(nèi)層金屬安全殼系統(tǒng)部件的設(shè)計(jì)限值和載荷組合RG 核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水RG 核電廠抗震設(shè)計(jì)的設(shè)計(jì)響應(yīng)譜RG 核電廠抗震設(shè)計(jì)阻尼值RG 保護(hù)動(dòng)作的手動(dòng)啟動(dòng)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(yàn)RG 水冷堆核電廠初始試驗(yàn)大綱RG 驗(yàn)證水冷堆核電廠遙控停堆能力的初始起動(dòng)試驗(yàn)大綱RG 儀控空氣系統(tǒng)的預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)RG 核電廠混凝土輻射屏蔽RG 核電廠安全分析報(bào)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(dòng)閥運(yùn)行的鑒定試驗(yàn)RG 電氣系統(tǒng)的實(shí)體獨(dú)立性RG 核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)龍卷風(fēng)RG 評價(jià)壓水堆控制棒彈棒事故的假定RG 評價(jià)核電廠在假想的有害化學(xué)物質(zhì)釋放時(shí)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(yùn)行試驗(yàn)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(jì)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(jià)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(yàn)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(jià)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(jī)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(dòng)閥電機(jī)的過熱保護(hù)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(jì)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(dòng)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(dòng)力堆氣體和液體排出物中放射性物質(zhì)釋放量的計(jì)算RG 為實(shí)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(kuò)散的估算RG 低軌彈道汽輪機(jī)飛射物的防護(hù)RG 機(jī)械設(shè)備和系統(tǒng)的安裝、檢查和試驗(yàn)的質(zhì)量保證要求RG 龍卷風(fēng)設(shè)計(jì)分級RG 電力系統(tǒng)和保護(hù)系統(tǒng)的定期試驗(yàn)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(jì)所制定的樓板設(shè)計(jì)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(jì)和運(yùn)行的物理模型RG 燃料密實(shí)化分析的一種可采用的模型及其統(tǒng)計(jì)方法RG 核電廠大型鉛蓄電池的安裝設(shè)計(jì)和安裝RG 核電廠大型鉛蓄電池的維修、試驗(yàn)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(yàn)（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(dòng)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(yàn)RG 備用柴油發(fā)電機(jī)的燃油系統(tǒng)RG 核電廠工程分析和設(shè)計(jì)中土壤和巖石的實(shí)驗(yàn)室研究RG 余熱排出導(dǎo)則（征求意見）RG 輕水堆核電廠正?？諝鈨艋到y(tǒng)空氣過濾和吸附裝置的設(shè)計(jì)、試驗(yàn)及維護(hù)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(jì)指南RG 評價(jià)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(dòng)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(yàn)RG 儀表的走線RG 核電廠安全系統(tǒng)數(shù)字計(jì)算機(jī)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(bào)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(hù)的有效性監(jiān)測RG 用小于50 FtLb的夏比上平臺(tái)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(bào)告的格式和內(nèi)容RG 基于性能的安全殼泄漏試驗(yàn)大綱RG 震源的鑒定和特性描述以及安全停堆地震地動(dòng)的確定RG 震前計(jì)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(dòng)RG 用于核電廠安全系統(tǒng)的數(shù)字計(jì)算機(jī)軟件的驗(yàn)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(jì)算機(jī)軟件的配置管理計(jì)劃RG 用于核電廠安全系統(tǒng)的數(shù)字計(jì)算機(jī)軟件的軟件試驗(yàn)文件RG 用于核電廠安全系統(tǒng)的數(shù)字計(jì)算機(jī)軟件的軟件單元試驗(yàn)RG 用于核電廠安全系統(tǒng)的數(shù)字計(jì)算機(jī)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(jì)算機(jī)軟件壽期的方法RG 一種用概率風(fēng)險(xiǎn)評價(jià)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(xiǎn)預(yù)測的決策方法：在役試驗(yàn)RG 一種對特定電廠風(fēng)險(xiǎn)預(yù)測的決策方法：分級質(zhì)保RG 一種對特定電廠風(fēng)險(xiǎn)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(xiǎn)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(bào)告的內(nèi)容RG 核電廠維護(hù)工作前的風(fēng)險(xiǎn)評估和管理RG 為評估核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的替代放射性源項(xiàng)RG 核電廠退役RG 停堆后退役行動(dòng)報(bào)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(yàn)和實(shí)驗(yàn)）的導(dǎo)則RG 運(yùn)行中核電廠的防火RG 確定壓力容器中子注量率的計(jì)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(yùn)行和維護(hù)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(jià)所需的大氣相對濃度RG 評估輕水堆設(shè)計(jì)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(jià)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(xiǎn)預(yù)測行動(dòng)中概率風(fēng)險(xiǎn)評價(jià)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(bào)告的編制RG RG 用于更新核電廠運(yùn)行許可證的補(bǔ)充環(huán)境報(bào)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(yùn)行)—排出物和環(huán)境RG 輻射監(jiān)查管理實(shí)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(bào)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(yùn)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(hù)大綱RG 輕水堆核電廠設(shè)計(jì)階段職業(yè)輻照劑量評價(jià)—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(hù)的培訓(xùn)RG 音響報(bào)警劑量表RG 有關(guān)職業(yè)照射風(fēng)險(xiǎn)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,” 1996 Edition and Supplement No. 1, July 30, 1999.7.AMCA 210, “Laboratory Method of Testing Fans for Rotating Purposes.”8.AMCA 211, “Certified 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Shutdown for Light Water Reactors,” 1996.22.ANSI , “Safety Criteria for HVAC Systems Located Outside