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美国核管会NRC 管理导则目录 2011 年3 月NRC 网站导则目录中文版 导则编号 名称 RG 1.1 应急堆芯冷却和安全壳排热系统泵的净正吸入压头（安全导则 1） RG 1.2 反应堆压力容器所受热冲击 RG 1.3 评价沸水堆失水事故潜在放射性后果的假定 RG 1.4 评价压水堆失水事故潜在放射性后果的假定 RG 1.5 评价沸水堆蒸汽管道破裂事故潜在辐射后果的假定（安全导则 5 ） RG 1.6 核电厂内冗余备用电源及其配电系统简的独立性 RG 1.7 安全壳内可燃气体浓度控制 RG 1.8 核电厂人员的资格鉴定和培训 RG 1.9 核电厂安全相关的柴油发电机的应用及测试 RG 1.10 抗震I 类混凝土结构中钢筋机械接头（放热焊接） RG 1.11 贯穿内层安全壳的仪表管线 RG 1.12 核电厂地震监测仪表 RG 1.13 乏燃料贮存设施的设计基准 RG 1.14 反应堆冷却剂泵飞轮的完整性 RG 1.15 抗震I 类混凝土结构中钢筋的测试 RG 1.16 运行信息报告——附录A-技术规范 RG 1.17 保护核电厂免受工业破坏 RG 1.18 反应堆混凝土结构验收测试 RG 1.19 内层安全壳衬垫焊接点的无损探伤 RG 1.20 运行前和初始启动试验期间的堆内构件综合振动评估计划 RG 1.21 测量、估算和报告轻水冷却核电厂固体废物、液体与气体排出物所含放射性 物质释放的放射性 RG 1.22 安全系统驱动功能的定期测试（安全导则22 ） RG 1.23 核电厂气象环境监测 RG 1.24 评价压水反应堆放射性气体贮存箱失效事故潜在放射性后果的假定 RG 1.25 评价沸水堆和压水堆燃料装卸和贮存设施发生操作事故潜在放射性后果的 假定 RG 1.26 核电厂包容水-蒸汽和放射性废物的部件的质量分组及标准 RG 1.27 核电厂最终热阱（征求意见） RG 1.28 质量保证大纲标准（设计和建造） RG 1.29 抗震设计分级 RG 1.30 仪表和电气设备的安装、检查和试验的质保要求（安全导则30 ） RG 1.31 不锈钢焊缝金属中铁素体含量的控制 RG 1.32 核电厂电力系统准则 RG 1.33 质量保证大纲要求（运行） RG 1.34 电渣焊性能的控制 RG 1.35 预应力混凝土安全壳中非灌浆钢筋的在役检查 RG 1.35.1 预应力混凝土安全壳中预应力的确定 RG 1.36 奥氏体不锈钢的非金属保温材料 RG 1.37 水冷核电厂流体系统及相关部件的清洗质量保证要求 RG 1.38 水冷核电厂物项的包装、运输、接收、贮存和装卸的质量保证要求 RG 1.39 水冷核电厂的辅助工作要求 RG 1.40 核电厂连续运行的安全相关电动机资格鉴定 RG 1.41 用于验证合适载荷组分配的冗余现场电力系统运行前测试 RG 1.42 轻水冷却核反应堆气态放射性碘释放合理可行尽量低的临时许可政策 RG 1.43 低合金钢部件不锈钢堆焊层的控制 RG 1.44 敏化不锈钢使用的控制 RG 1.45 反应堆冷却剂系统泄漏监测及应对导则 RG 1.46 安全壳内管扰动防护 RG 1.47 核电厂安全系统的旁通及不可使用状态指示 RG 1.48 抗震I 类流体系统组件设计限值和载荷组合 RG 1.49 核电厂功率水平 RG 1.50 低合金钢焊接预热温度控制 RG 1.51 ASME 规范安全2 级和3 级核电厂部件在役检查 RG 1.52 轻水堆核电厂事故后专设安全设施空气净化系统空气过滤和吸附装置的设 计、试验与维护准则 RG 1.53 单一故障准则在核电厂保护系统中的应用 RG 1.54 用于核电厂的服役I、II 和III 级防护涂层 RG 1.55 抗震I 类结构混凝土浇注 RG 1.56 沸水堆中水净化维持 RG 1.57 反应堆内层金属安全壳系统组件设计限值和载荷组合 RG 1.58 核电厂检查、