本标准规定了安装在核电厂安全壳外的安全级静止式充电装置及逆变装置的质量鉴定方法，以保证其在规定的工作条件下能执行预定的功能。
本标准不适用于指导充电装置及逆变装置在电厂电力系统中的应用，也不规定这些装置的具体性能要求。

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本标准规定了智能水电厂主设备状态检修决策支持系统（以下简称：系统）的基本要求、状态监视、分析评价和综合报告。
本标准适用于智能水电厂。

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本标准规定了火力发电厂分散控制系统（DCS)运行维护、检修与试验的内容、方法和技术管理方面的技术要求。本标准适用于火力发电厂在役机组分散控制系统的运行维护、检修与试验工作。其他类型发电机厂分散控制系统的相关工作可参照执行。

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本文件规定了压水堆核电厂运行状态下流出物排放源项分析的通用原则，以及氚、14C、裂变产物和腐蚀活化产物的排放源项分析准则。本文件适用于评价压水堆核电厂放射性核素通过液态和气态流出物向环境的年排放量。

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GB/T 17680的本部分规定了核电厂应急计划区的通用划分准则，推荐了压水堆核电厂应急计划区的范围。 本部分适用于压水堆核电厂应急计划区的划分；其他堆型核电厂应急计划区的划分可参照执行。

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本标准规定了重水堆核电厂燃料元件用天然二氧化铀粉末的技术要求、检验方法、检验规则和标志、包装、贮存、运输等要求。
本标准适用于重水堆核电厂燃料元件用天然二氧化铀粉末。

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本文件规定了压水堆核电厂厂房内气载放射性源项的分析方法、重要参数选取原则以及气载放射性的控制要求。本文件适用于压水堆核电厂运行状态厂房内气载放射性源项的分析和控制，其他类型核电厂可参考执行。

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本文件规定了核电厂反应堆冷却剂系统松脱部件的声学监测系统的特性、设计要求和运行规程。
本文件适用于反应堆冷却剂系统松脱部件监测系统的设计和运行。

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本文件规定了在核电厂全生命周期中实施可靠性、可用性、可维修性和安全性连贯的全过程管理的方法和要求。
本文件适用于核电厂全生命周期各阶段的RAMS管理。

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本文件规定了压水堆核电厂堆芯、乏燃料组件和燃料相关组件的辐射源项分析准则。本文件适用于压水堆核电厂堆芯、乏燃料组件和燃料相关组件的辐射源项分析，其他堆型(如重水堆、高温气冷堆、快中子增殖堆等)参考使用。本文件不适用于乏燃料的离堆贮存、运输、后处理、处置等情况。

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本文件规定了压水堆核电厂用1、2、3级碳钢和合金钢螺母(以下简称1、2、3级螺母）的技术要求、在室温（10 ℃～35 ℃）下的试验方法和标志与包装。
注1：产品尺寸按相应产品标准或图纸规定。
本文件适用于1、2、3级碳钢和合金钢螺母：
a）由碳钢或合金钢制造的；
b）符合GB/T 192和GB/T 196规定的普通螺纹；
c）粗牙螺纹M5～M64，细牙螺纹 M8×1~M64×4；
d）符合GB/T 193规定的直径与螺距组合；
e）符合GB/T 197、GB/T 9145规定的公差。
本文件未规定以下性能要求：
——有效力矩型螺母锁紧性能(见GB/T 3098.9）；
——扭矩夹紧力性能(试验方法见GB/T 16823.3）；
——可焊接性；
——耐腐蚀性。
其他堆型核电厂用1、2、3级碳钢和合金钢螺母也可参考使用本文件。
注2：按本文件生产的紧固件适用的最高使用温度为370 ℃。当使用温度超过370 ℃, 建议使用者向有关方面专家咨询。

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本标准规定了重水堆核电厂燃料元件用烧结天然二氧化铀芯块的技术要求、检验方法、检验规则和包装、贮存、运输、标志等要求。
本标准适用于重水堆核电厂燃料元件用烧结天然二氧化铀芯块。

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本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备设计总体要求。
本文件适用于压水堆核电厂核岛机械设备（承压设备及其支承、堆内构件）的设计。

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