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GB 11929-2011 高水平放射性废液贮存厂房设计规定

作者:标准资料网 时间:2024-05-12 02:06:11  浏览:9095   来源:标准资料网
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基本信息
标准名称:高水平放射性废液贮存厂房设计规定
英文名称:Regulations for designing storage building of high level radioactive liquid waste
中标分类: 能源、核技术 >> 核材料、核燃料 >> 核材料、核燃料生产、处理设备和设施
ICS分类: 能源和热传导工程 >> 核能工程
替代情况:替代GB 11929-1989
发布部门:中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局 中国国家标准化管理委员会
发布日期:2011-12-30
实施日期:2012-12-01
首发日期:1989-12-21
作废日期:
主管部门:全国核能标准化技术委员会(SAC/TC 58)
提出单位:中国核工业集团公司
归口单位:全国核能标准化技术委员会(SAC/TC 58)
起草单位:中国核电工程有限公司
起草人:李思凡、卢涛、陈勇、刘郢、逯迎春
出版社:中国标准出版社
出版日期:2012-12-01
页数:12页
适用范围

本标准规定了高水平放射性废液贮存厂房设计所涉及的技术要求。
本标准适用于乏燃料后处理产生的高放废液贮存厂房设计。

前言

没有内容

目录

前言 Ⅰ 1 范围 1 2 规范性引用文件 1 3 总则 1 4 贮存厂房 1 5 贮槽 4 6 放射性废物管理 5 7 安全分析和环境影响评价 5 8 辐射安全与监测措施 6 9 应急考虑 6 10 退役考虑 6

引用标准

下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。
GB18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准
EJ588 核燃料后处理厂退役辐射防护规定
EJ/T681 核燃料后处理厂安全分析报告的标准格式与内容
EJ849 核燃料后处理厂辐射安全设计规定
EJ877 核燃料后处理厂安全设计准则
EJ/T938 核燃料后处理厂通风与空气净化设计规定
EJ/T939 核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则

所属分类: 能源 核技术 核材料 核燃料 核材料 核燃料生产 处理设备和设施 能源和热传导工程 核能工程
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Product Code:SAE AMS7320
Title:Rings, Sealing, Cast Leaded-Tin Bronze, 80Cu - 16Sn - 5Pb, As Cast
Issuing Committee:Ams D Nonferrous Alloys Committee
Scope:This specification covers a cast leaded-tin bronze in the form of sealing rings.【英文标准名称】:TheUseofaRadiochromicFilmDosimetrySystem,Practicefor(12.02)
【原文标准名称】:放射铬箔剂量测定系统使用惯例
【标准号】:ANSI/ASTME1275-2001
【标准状态】:作废
【国别】:美国
【发布日期】:2001
【实施或试行日期】:
【发布单位】:美国国家标准学会(ANSI)
【起草单位】:
【标准类型】:()
【标准水平】:()
【中文主题词】:测量;剂量测定
【英文主题词】:measurement;dosimetry
【摘要】:
【中国标准分类号】:N50
【国际标准分类号】:17_240
【页数】:
【正文语种】:英语