本标准规定了核电厂优先电源（PPS）和优先电源与安全级（1E级）电力系统、开关站、输电系统以及替代交流电源（AAC）接口的设计准则。 本标准适用于核电厂优先电源。

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本标准规定了核电厂安全级和非安全级电动隔离阀、气动隔离阀、电动调节阀、气动调节阀和手动隔离阀的调试方法、试验要求和验收准则。
本标准适用于核电厂阀门的现场调试。

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本文件界定了核电厂仪表和控制（I&C)相关的常用术语和定义。本文件适用于核电厂相关的各项活动，其他核设施可参照使用。

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本文件描述了开展核电厂应急撤离时间（ETE）估算的方法。本文件适用于反应堆功率水平不小于30万kW热功率的核电厂或核动力厂场内和场外的应急撤离。其他核设施应急撤离时间估算可参照使用。

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本标准规定了核电厂主控制室设计原则、主控制室功能设计方法及功能设计和人员配备的要求等，还规定了验证与确认控制室功能设计的程序。本标准适用于核电厂主控制室的设计。本标准不适用于专用的或无人值守的控制点，如：主控制室外的停堆操作点、放射性废物处理设施、应急响应设施等，也不适用于详细的设备设计。

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本文件规定了反应堆应急条件下操作干预水平的制定和修正方法。本文件适用于压水反应堆，其他类型的反应堆也可参考使用。

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本文件规定了核电厂人机接口集成系统人因验证和确认活动的准则和方法。
本文件适用于新建核电厂，以及在役核电厂人机接口集成系统改造。其他类型核动力厂的人机接口集成系统可参照执行。

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本文件规定了核电厂堆芯损伤评价一般方法，包括基于监测仪表读数和一回路冷却剂活度浓度的堆芯损伤评价方法。本文件适用于锆包壳燃料棒元件的商用轻水压水堆。

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本文件界定了核电厂老化管理与寿命管理相关的常用术语。
本文件适用于核电厂老化管理与寿命管理工作，其他核设施的相关工作可参照使用。

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本文件规定了核电厂对预计运行事件、设计基准事故和严重事故的监测变量的选择以及对事故监测仪表的设计、性能、鉴定和显示准则，同时为便携式仪表的使用提供指导。
本文件适用于新建核电厂的设计以及在役核电厂的设计改造。本文件适用于进行下列操作期间所使用的事故监测仪表的功能和设计：
——按要求为事故缓解进行的计划操作；
——评估电厂工况和安全系统性能，以及为电厂响应异常事件所做的决策；
——事故达到和保持安全停堆的操作。
本文件不适用于以下情况：
——仅用于历史记录或维护目的的事故监测仪表；
——在事故工况下可能使用的其他仪表；
——不属于严重事故的其他设计扩展工况监测仪表。

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本文件规定了核电厂内部防火和防爆设计的基本要求，主要包括防火设计总要求、总平面布置的防火设计、火灾预防和限制火灾蔓延、消防疏散、火灾自动报警系统、消防供水及灭火系统、通风防火与防排烟、火灾安全分析、内部防爆设计，以及重点区域和设备的防火设计要求等。
本文件适用于国内新建陆上固定式热中子反应堆核电厂，其他类型核动力厂和核设施可参考本规范进行设计。
本文件主要针对核安全重要建（构)筑物（如：核岛厂房、重要厂用水系统泵房和廊道等)的内部防火和防爆设计，常规岛和配套设施厂房的消防设计在满足本文件第4章、第5章和第13章中的要求（专门特指核安全重要建（构)筑物的要求除外)基础上，遵照国内其他相关设计标准要求。

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本文件规定了核电厂冰塞冷冻隔离的施工前准备、冰塞施工、冰塞质量保证和冰塞记录与报告等要求。
本文件适用于核电厂金属管道上以液氮或干冰等作为制冷剂（低温介质)冰塞冷冻隔离技术。
注：冷冻介质通常是水或水的混合物（例如硼酸混合物)。

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本标准规定了压水堆核电厂调试期间一回路核级管道验证方法和要求。
本标准适用于压水堆核电厂核岛预运行试验阶段的管道验证，非压水堆核电厂可参照执行。

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This standard specifies the verification methods and requirements on primary loop nuclear class piping during the commissioning of pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant.
This standard is applicable to the piping verification of nuclear island pre-operational commissioning phase in a pressurized water reactor nuclear power plants. Non-PWR nuclear power plants can follow the standard as well.

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