GB/T 18916的本部分规定了核电取水定额的术语和定义、计算方法及取水定额等。
本部分适用于单机容量在600 MW以上、采用海水直流冷却方式的压水堆核电站在设计、施工期和运行期取水量的管理。

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本标准规定了核电站用合金钢钢板的牌号表示方法、订货内容、尺寸、外形、重量、技术要求、试验方法、检验规则、包装、标志及质量证明书。
本标准适用于厚度为6 mm～200 mm的核电站用合金钢钢板（以下简称钢板)。

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本文件规定了核电厂交流异步电动机的调试条件、调试方法、判断标准、报告内容。
本文件适用于核电厂交流异步电动机的调试。

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本文件描述了压水堆核电厂事故源项实时估算的方法。本文件适用于轻水慢化压力壳式反应堆核电厂事故气载放射性释放源项的快速估算。本文件不适用于乏燃料水池事故源项和基于源项监测反演的源项估算。

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本文件规定了核电站用双相不锈钢钢板的订货内容、尺寸、外形、重量、技术要求、试验方法、检验规则、包装、标志及质量证明书。本文件适用于制造核电站压力容器及工程结构用厚度为6 mm～80 mm的双相不锈钢热轧单轧钢板（以下简称“钢板”）。

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本标准规定了核电工程用硅酸盐水泥的定义、材料要求、强度等级、技术要求、试验方法、检验规则、包装、标志、运输和贮存等。本标准适用于核电工程用硅酸盐水泥。

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This standard specifies definition, material requirements, strength grade, technical requirements, test methods, inspection rules, packaging, marking, transportation and storage, etc.for portland cement for nuclear power engineering.
This standard is applicable to portland cement for nuclear power engineering.

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本标准规定了非核级核电冷却用铝合金挤压管材的要求、试验方法、检验规则和标志、包装、运输、贮存及质量证明书与订货单（或合同)内容等。
本标准适用于压水堆核电站常规岛的二回路及三回路系统管道中的辅助冷却水系统、闭式冷却水系统等非核级核电冷却用挤压无缝圆管（以下简称管材)。

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本文件规定了核电厂安全重要电气设备鉴定原则、鉴定方法、鉴定大纲和鉴定文件的相关要求。本文件适用于核电厂安全重要电气设备及其接口的初始鉴定、鉴定状态保持和鉴定寿命延长，也适用于设备变更后根据要求更新的鉴定。

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本标准规定了核电冷凝器用铜合金无缝管的要求、试验方法、检验规则、标志、包装、运输、贮存及质量证明书与订货单（或合同）内容等。
本标准适用于核电行业冷凝器用铜合金无缝管材。

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本文件规定了压水堆核电厂物项安全分级、抗震分类、工程设计规则的选择和质量保证分级的要求和规则。本文件适用于压水堆核电厂物项的等级划分。其他堆型核电厂可参考使用本文件。

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本文件规定了核电厂安全系统实施定期试验与监测的设计准则与要求。
本文件适用于核电厂安全系统的定期试验与监测的设计。
本文件不涉及核电厂安全系统维修和变更后的验证试验。

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本标准规定了核电厂安全壳电气贯穿件的设计、制造、鉴定、试验、安装以及在役监测等方面的要求。本标准适用于核电厂安全壳电气贯穿件的设计、制造、鉴定、试验、安装以及在役监测。

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本文件规定了核电厂辅助控制室的设计要求，包括辅助控制室的设计准则、设计过程、功能设计以及系统验证和确认。
本文件适用于新建核电厂的辅助控制室设计，以及对在役核电厂的辅助控制室的设计改进。
本文件不适用于辅助控制室设备的详细设计。

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