本文件规定了压水堆核电厂在事故工况下核岛厂房工作人员安全辐射防护设计、设备和仪表的辐射环境要求、事故工况下辐射分区以及监测仪表阈值等方面遵循的原则、方法和假设条件。
本文件适用于压水堆核电厂事故工况下核岛厂房的辐射防护设计，其他堆型参照执行。

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本文件规定了核电厂橡胶衬里工程腐蚀控制全生命周期内的目标、腐蚀源、材料、技术、开发、设计、制造、运输与贮存、检测检验、验收、安装、运维、延寿与报废、文件与记录、资源、评价的通用要求。本文件适用于核电厂橡胶衬里工程的腐蚀控制。

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本标准规定了非能动安全系统压水堆核电厂(以下简称“非能动核电厂”)设计过程中应满足的设计目标，以及为实现设计目标而需遵循的设计原则、总体设计准则和专业设计准则。本标准适用于非能动核电厂的设计。

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本标准规定了核电站用碳素钢和低合金钢板的牌号表示方法、订货内容、尺寸、外形、重量及允许偏差、技术要求、试验方法、检验规则、包装、标志和质量证明书。
本标准适用于厚度6 mm～250 mm的核电站用碳素钢和低合金钢板（以下简称“钢板”）。

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本文件规定了安全级电气设备和电路采用实体分隔和电气隔离的独立性准则。
本文件适用于核电厂安全级及其相关的电气设备和电路。
本文件不适用于对冗余设备和电路的确定。

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本标准规定了压水堆核电厂核岛机械设备的设计规则，包括1级设备、2级设备、3级设备、小型设备、堆内构件、设备支承件、低压或常压储罐。
本标准适用于压水堆核电厂核岛机械设备的设计。

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本标准规定了核电站用非核安全级碳钢及合金钢焊接钢管的订货内容、尺寸、外形、重量及允许偏差、技术要求、试验方法、检验规则、包装、标志和质量证明书。本标准适用于核电站建造用非核安全级承压设备用碳钢及合金钢焊接钢管。

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本文件规定了第三代核电站主管道管坯锻件(以下简称“锻件”)的工艺流程和工艺编制规范。
本文件适用于主截面尺寸(含主管直径及管嘴高度)在250 mm~2 000 mm、长度尺寸在1 500 mm~10 000 mm的第三代核电站主管道奥氏体不锈钢锻件。

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本文件规定了需方在没有事先协议的情况下使用的检查程序，并规定了当需方和供方之间无法达成协议或对技术规范符合性有争议时，检查批接收或拒收的仲裁验收程序。
本文件适用于制造商交付或拟交付的，核电厂使用的属于安全重要物项的螺栓、螺钉、螺柱和螺母等的检查验收。

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本文件规定了压水堆核电厂控制区门窗辐射防护功能要求和设计准则。
本文件适用于压水堆核电厂控制区门窗辐射防护设计，其他类型核电厂参考执行。

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本文件规定了单一故障准则应用于核电厂安全系统的电源、仪表和控制部分的一般原则和要求。
本文件阐明单一故障准则，指导安全系统如何应用单一故障准则并提出了一个可接受的单一故障分析方法，适用于核电厂安全系统。

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本标准规定了核电厂直流电力系统设计的实施方法。 本标准适用于铅酸蓄电池、静止式充电装置及直流配电设备的设计，包括设备的数量和类型的选择；设备额定值的确定；相互连接；仪表、控制和保护等的选择。 本标准不适用于充电装置的交流电源和直流系统供电的负载(除非它们影响直流系统的设计)，也不适用于机车专用的启动型蓄电池系统。

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本标准规定了重水堆核电厂燃料棒束（简称“棒束”）的密封性能无损检测的方法提要、材料与设备、检测条件、检测步骤和检测结果判定等内容。
本标准适用于重水堆核电厂燃料棒束密封性能的检测，也适用于重水堆核电厂燃料元件密封性能的检测。可检测泄漏率范围为1×10-11 Pa·m3/s～1×10-7 Pa·m3/s。

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本标准规定了重水堆核电厂测量燃料元件包壳管内壁石墨涂层厚度和支承垫底面、隔离块侧面的铍涂层厚度的方法提要、标准样品、设备及装置、测量环境条件、测量步骤等内容。
本标准适用于重水堆核电厂燃料元件包壳管内壁石墨涂层厚度测量和支承垫底面、隔离块侧面的铍涂层的厚度测量，可测量的范围为（0~30）μm。

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