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火电厂和核电厂常规岛主厂房荷载设计技术规程
火电厂和核电厂的常规岛主厂房荷载设计技术规程是指对火电厂和核电厂的常规岛主厂房进行荷载设计的技术规范和要求。
常规岛主厂房是火电厂和核电厂中承载各种设备和系统的主要厂房，包括发电机、变压器、开关设备等。
常规岛主厂房的荷载设计技术规程主要包括以下内容：
1. 荷载计算方法：根据火电厂和核电厂的具体情况，确定常规岛主厂房的设计荷载计算方法，包括静态荷载、动态荷载、风荷载、地震荷载等。
2. 荷载标准与参数：确定火电厂和核电厂常规岛主厂房设计中需要考虑的荷载标准和参数，包括国家标准、行业标准和相关规范等。
3. 结构设计与强度计算：根据确定的荷载标准和参数，进行常规岛主厂房的结构设计和强度计算，确保其能够承受设计荷载下的各种力和变形。
4. 振动与噪声控制：考虑到火电厂和核电厂常规岛主厂房中设备的振动和噪声对周围环境的影响，设计相应的控制措施，确保设备工作时的振动和噪声不会超过限制值。
5. 消防安全设计：根据火电厂和核电厂的消防安全要求，设计常规岛主厂房的消防安全系统，包括火灾报警、灭火系统等。
6. 高温、高压和腐蚀环境考虑：考虑火电厂和核电厂常规岛主厂房的高温、高压和腐蚀环境对结构和设备的影响，设计相应的防护措施。
火电厂和核电厂常规岛主厂房荷载设计技术规程的实施，可以确保常规岛主厂房能够安全、稳定地承载设备和系统的荷载，保证火电厂和核电厂的正常运行和安全。
核电厂运行阶段可靠性工作计划分析发布时间：2023-02-17T00:58:13.067Z 来源：《中国科技信息》第2022年第9月第17期作者：张晗[导读] 核能作为一种清洁型能源，目前得到了广泛应用，为了保证核电站的稳定运行，需要编制相关的可靠性工作计划，及时排除各种安全质量隐患。
张晗福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：核能作为一种清洁型能源，目前得到了广泛应用，为了保证核电站的稳定运行，需要编制相关的可靠性工作计划，及时排除各种安全质量隐患。
基于此，文章对核电厂运行阶段可靠性工作计划展开了分析，仅供参考。
关键词：核电厂；运行可靠性；工作计划核安全是国家安全的重要组成部分，同时也是核电发展的“生命线”，核电厂在运行过程中，必须要采取有效的措施对设备、系统等进行保护，以提升其质量。
我国所有的核电厂都要建立与运行可靠性有关的大纲或工作计划，对实际工作起到指导作用，推动可靠性管理朝着制度化、标准化、规范化的方向发展，以满足预期的运行要求。
1 国内外核电领域可靠性管理方面的研究 1.1美国核电标准美国作为在核能研究方面比较有经验的国家，多年前就认识到了安全、可靠在核能发电中的重要性，为了全面提升核电厂运行的安全性，美国电子和电气工程师协会发布了《核电厂和其他核设备可靠性工作计划定义指南》，强调了运行阶段可靠性工作计划编制与落实的重要性、必要性。
1.2我国能源行业标准我国能源局多年以前就发布了《核电厂可靠性保证大纲编写指南》，确定了可靠性保证大纲编写的基本原则与内容，具体如下：（1）确定核电厂可靠性工作计划的具体内容、要求以及实施范围；（2）在可靠性工作中，各部门应当有明确的职责，并高效落实自身工作任务；（3）针对可靠性保障大纲，制定明确的管理计划与措施，比如优化实施的组织结构、加强设计控制、强化实施程序管理等；（4）明确可靠性工作的完成形式。
国家能源局随后发布了《核电厂设备可靠性管理导则》，在核电厂设备运行方面提出了管理的具体要求：（1）核电厂设备可靠性管理的基本原则。
压水堆核电站出力提升常规岛汽水系统可靠性分析报告摘要：核电站设计额定负荷通常是一个较为保守的定值，本文主要根据常规岛汽水回路的主要系统关键参数论证百万级压水堆核电站最大出力提升至1180MWe的可行性。
主要从常规岛汽水回路的主要系统关键参数进行分析。
主要分析了凝结水系统，主给水系统，蒸汽旁路排放系统，汽水分离再热系统等参数变化前后是否仍然在设计范围内。
最后论证提升至1180MW是可行的。
关键字：出力提升常规岛承载能力可靠性1.概述1.1目的提示核电站的额定功率，在核电站系统可接受的情况下有利于提示核电站的年度发电量，有较一定的经济效应。
2.定义/缩写T-MCR工况：最大连续运行工况SCR工况：夏季出力工况VWO工况：汽机进汽调阀全开工况3.机组运行数据分析3.1T-MCR工况下机组实际参数根据某核电机组（A机组）商运至今实际运行参数及设计参数进行分析，选取（A机组）T-MCR工况下机组运行参数与设计值对比相关参数如表1：表1：某核电机组T-MCR工况下机组运行参数与设计值对比表通过对上述数据分析，发现该机组在冬季由于海水气温减低，机组背压相对低于设计值，反应堆功率热功率在此情况下仍有25.27-37.27MWe 的预量，因此提升机组出力具有一定的可行性。
3.2机组出力提升至边界值预测参数根据前期研究可知，核电机组由停机工况升功率到最大出力工况时，主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量等二回路汽水参数变化趋势均随电功率、核功率增加而线性增加，电功率、核功率稳定于某一点时，蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量均稳定在一点波动运行，依据该现象可根据电动率、核功率边界限值预测出机组处力提升值目标值时主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量对应的参数。
1）核功率线性变化预测参数根据某核电机组（A机组）2月机组启动参数拟合生成曲线图：A机组核功率与电功率、主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量的曲线走势图。
通过生成曲线趋势分析，预测A机组核功率提升至边界值3060 MWe时，相对应的主蒸汽流量、主给水流量、凝结水流量分别为1710.971kg/s、1731.691kg/s、1093.16 kg/s。
核电厂安全系统的可靠性分析要求1 范围本标准对设计和运行中的核电厂平安系统的牢靠性分析工作提出统一的、可接受的、合理的最低限度的要求。
本标准适用于要求牢靠性分析的核电厂平安系统。
本标准也适用于要求牢靠性分析的下述系统或系统的一部分：与平安有关的系统、涉及到与平安有关和非平安有关系统之间相互影响的其他系统。
本标准也适用于核电厂系统和部件的设计、制造、试验、维护和修理等各个阶段。
分析的时机选择取决于分析的目的。
本标准也适用于其他核反应堆平安系统的牢靠性分析。
2 引用标准R＝H×S式中：R——风险(损害／单位时间)；H——消失频率(大事／单位时间)：S——单个大事对—个工作人员或一个居民的损害(损害／大事)。
3．8 不行用性裕度unavailability margin在盼望的目标与计算所得的或观看到的不行用性之间的差数。
4 要求4．1 概述牢靠性分析的目的在于保证平安系统能以一个可接受的胜利概率完成其要求的功能。
进行牢靠性分析和评价分析结果的工作有：a)确定可用性或牢靠性目标；b)评价系统设计；c)确定试验间隔；d)评价就位设备所显现的运行性能；e)实行一切必要的校正措施4．1．1 需要时，应根据4. 2进行定性分析以评价系统与GB 13284设计准则的全都性。
4．1．2 需要时，应根据4. 3和4．4进行定量分折以确定系统设备的初始定期试验间隔。
定量分析也可用于评价运行性能。
4．1．3 在对一个以上核电厂的任何部分采纳标准化设计的状况下，假如确认初始分析是适用的，那么对第一次设计的标准化部分所进行的分析应满意以后建筑的核电厂对此标准化部分的要求。
4．2 定性分析4．2．1 任何时候进行的定性分析应以便于审查的形式形成文件。
4．2．2 为满意所用准则(如单一故障准则、独立性等)，定性分析文件至少包括以下资料：a) 分析级——对系统进行分析的基本级。
在这一级，讨论所分析范围内的全部元部件、组件或装置的值得留意的故障；b) 故障模式——每—类元件适用的值得留意的全部故障模式；c) 系统图——作为系统主要功能或运行方式分析基础的元件规律布置(如简图、流程图等)；d )分析范围——在工作范围内，与分析亲密有关的那部分设计；e) 分析结果——一般作为标准报表的一部分(如故障缘由、探测方法、故障影响等)。
我国核电标准化建设情况主要参考法国AFCEN的RCC系列标准编制我国核电厂相关标准。
具体情况如下∶（1）以RCC-P为蓝本，编制出版了GB/T15761- 1995《2×600 MW压水堆核电厂核岛系统设计建造规范》；（2）以RCC-M的设计部分为蓝本，编制出版了GB/T16702-1996《压水堆核电厂核岛机械设备设计规范》；（3）以RCC-M的S分册（焊接篇）为参考，编制出版了系列标准EJ/T1027.1-1 9-96《压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范》；（4）以RCC-M的F分册（制造篇）为参考，编制出版了标准EJ/T1012-96《压水堆核电厂核岛机械设备制造规范》；（5）以RCC-M的B-3500、C-3500、D-3500、RCC-E和IEEE382等为参考，编制出版了EJ/T 1022.1-18-96《压水堆核电厂阀门》系列标准；（6）对RCC-G，由于我国有些建筑、结构规范是强制性的，故不能离开我国强制性的土建规范，决定凡对核电厂的特殊要求部分参考使用RCC-G，试验方法参照使用RCC-G；（7）对RCC-I"压水堆核电站防火设计和建造规则"，由于消防设计涉及我国消防法等法规，决定暂不予转化，核电厂设计时首先应遵从我国消防法规和核安全法规，以HAF0202（1）《核电厂防火》安全导则为设计依据，同时参考RCC-I 与核有关的内容；（8）对RCC-E"压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则"，由于涉及技术层面问题较多，亦暂不转化而参考使用；（9）对RCC-C"压水堆核电站核燃料设计和建造规则"，由于从法国引进了压水堆核电站燃料AFA-2G制造技术，故RCC-C照用；（10）对RCC-M的MC分册（检验方法篇），由于技术上存在一些困难，暂不转化。
事实上，在上世纪末，也等效其1993年版编制了EJ/T1039 -1996《核电厂核岛机械设备无损检验规范》和EJ/T1040-1996《核电厂核岛机械设设备材料理化检验方法》，在编制EJ/T1039-1996时，参考了ASME第Ⅲ卷、第Ⅴ卷和大亚湾核电厂的实践经验；（11）以RSEM"压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则"为主要参考，同时参考ASME第Ⅺ卷"核动力装置设备在役检查规则"部分内容，编制了EJ/T1041-199 6《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》。
核电站运行标准核电站是一种关键的能源设施，其安全、可靠、高效地运行对于保障能源供应和社会发展具有重要作用。
为了确保核电站运行的安全和高效，各国制定了一系列的运行标准，来规范核电站的设计、建设和日常运营。
本文将主要从以下几个方面阐述核电站运行的标准。
一、设计标准核电站的设计标准是指在核电站的设计过程中所应满足的技术要求。
设计标准包括放射防护设计标准、安全核素运输设计标准、核电厂建筑设计标准、辅助系统设计标准等。
放射防护设计标准是保证核电厂及其周边环境的安全与健康的重要标准。
它涉及到核电站的建筑、设备、工程等工作，并覆盖了辐射设备的安全设计、防护措施、放射性废物管理等方面。
安全核素运输设计标准是保证核燃料元件、放射性废物等物质的安全运输的重要标准。
它包括核燃料元件和放射性废物的包装、密封、标记、运输安全规定等内容。
辅助系统设计标准是核电站辅助系统设计时遵循的技术要求。
辅助系统包括安全和非安全系统，如冷却系统、减压系统、安全仪表和控制系统等。
二、建设标准核电站的建设标准是指核电站在建设过程中所应满足的要求。
建设标准包括核电站建设安全标准、建设工程质量标准、工程结构安全标准等。
核电站建设安全标准是保证核电站建设过程中安全与健康的重要标准。
它涉及到施工现场的防火、防爆、防毒等安全要求，确保核电站建设过程中没有安全事故发生。
建设工程质量标准是保证核电站建设工程质量的重要标准。
它包括核电站建设中材料的选择、施工工艺、焊接和钎焊质量、工程验收等内容。
工程结构安全标准是保证核电站建筑结构安全的重要标准。
它确保核电站的主要设施在正常和异常工况下都能满足强度、刚度、稳定性等要求。
三、运行标准核电站的运行标准是指核电站在运行过程中所应满足的要求。
运行标准包括核电站应急准备标准、核电站运行安全标准、核电站运行管理标准等。
核电站应急准备标准是核电站为应对突发事故或异常情况而制定的应急预案和紧急措施。
它旨在提供应急指导，确保核电站安全和人员的生命健康。
核电厂其他生产与辅助、附属建筑1、其他生产与辅助附属建筑应根据生产工艺流程要求，合理确定水平、垂直交通流线，满足疏散、工作巡检、设备检修要求；附属建筑应结合生产配套服务的特点，确定各建筑使用功能并合理布置，并应满足生产、检修、生活、保卫等要求。
2、其他生产与辅助、附属建筑，应结合使用要求合理布置办公用房、控制、值班用房、生活用房等。
3、其他生产与辅助、附属建筑应根据地区的气候特点采取不同的建筑节能措施。
对于夏季需要空调、冬季需要采暖的内部房间，围护结构的热工指标应根据气候特点、厂房设备的散热指标通过经济比较后确定，但不应低于现行行业标准《火力发电厂采暖通风与空气调节设计技术规程》DL／T 5035-2004中表5.13的指标要求。
4、其他生产与辅助、附属建筑，应根据工艺特点和建筑使用要求设计，并应满足防水、排水、采光、通风、防火、防腐蚀、防噪声、防尘、防小动物、隔振、保温、隔热等要求。
5、其他生产与辅助、附属建筑的屋面防水等级，应符合现行国家标准《屋面工程技术规范》GB 50345的规定。
多台风、暴风雨地区电气设备用房的建筑外墙应有防水功能，外门、窗应满足水密性3级标准。
6、其他生产与辅助、附属建筑需经常进行水冲洗的楼地面，应设有组织排水。
7、其他生产与辅助、附属建筑宜自然采光，当自然采光有困难时可采用辅助人工照明。
各类控制室宜采用自然采光和人工照明相结合的方式，设计时应避免控制屏表面和操作台显示器屏幕面产生眩光及视线方向上形成的眩光。
8、其他生产与辅助、附属建筑应满足通风要求，当采用自然通风不能满足安全和室内换气要求时，可采用机械通风补充。
9、其他生产与辅助、附属建筑有防腐要求的房间，应采取防腐措施。
10、其他生产与辅助、附属建筑在布置上应使主要工作和生活场所避开强噪声源，或对噪声源采取吸声和隔声等建筑措施。
11、其他生产与辅助、附属建筑的门窗应符合安全使用和建筑节能要求，并应符合下列规定：（1）厂房运输用门宜采用电动卷帘门、提升门、推拉门、折叠门等，在大门附近或大门上宜设置人行门。
核电常规岛建筑工程成本分析与定额标准应用探讨摘要：因无核电常规岛概算定额，核电项目概算编制时参考电力定额并适当考虑难度系数，不能反映核电常规岛建筑费用水平。
通过项目概算、核电预算定额测算及历史项目合同价对比，分析核电常规岛建筑工程成本。
同时，总结核电常规岛建筑定额使用过程中出现的问题，对核电常规岛概算定额编制及核电常规岛建筑预算定额修编及应用进行探讨。
关键词：常规岛；电力概算定额；核电常规岛建筑预算定额目前，核电常规岛及其BOP工程造价领域适用标准是基于二代核电技术的预算定额，无概算定额，因此，核电项目概算编制时参考电力定额并适当考虑难度系数，但经对标核电及火电常规岛建设技术基准，其核电常规岛地下结构相对复杂、工程量大、工程进度长，管理要求高，致使通过电力定额乘以系数不能完全反应核电费用水平。
本文通过分析比较电力概算定额测算、核电预算定额测算以及N项目合同价的费用水平来验证并探讨核电项目常规岛建筑预算定额的应用及修编。
1对比测算1.1范围测算范围包括汽轮发电机厂房、凝结水精处理间、润滑油传送间、主变及厂用变平台、备用变平台、辅助变平台、汽机事故油池、常规岛电气厂房。
1.2数据来源N项目常规岛建筑工程概算，N项目常规岛建筑工程量，N项目相关建筑工程施工合同，H项目常规火电工程概算，F项目常规岛建筑工程概算，P项目相关施工合同。
1.3测算方法及整体价格水平1.直接工程费：N项目概算测算采用实物工程量*《电力建设工程概算定额》定额单价*难度调整系数1.2计算；N项目预算测算采用清单工程量*《核电厂建设工程预算定额》定额单价计算+模板/脚手架；N项目合同价采用清单工程量*参考《核电厂建设工程预算定额》、《电力建设工程预算定额》及核电的经验数据预测单价+甲供材料+价差+模板/脚手架；其中实物工程量与清单工程量基本保持一致。
2.措施费：N项目概算测算参考与定额配套使用的费用计算办法及安全文明措施费补差；N项目预算测算以“项”计价的子项参考《核电厂建设工程常规岛建筑安装工程费用定额》费率及以“具体情况计价”的子项参考同类合同费率。
核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理导则
编制说明
（征求意见稿）
2012年9月24日
目录
1任务来源及计划要求 (1)
2编制过程 (1)
3调研和分析工作的情况 (2)
4主要技术内容的说明 (3)
5验证试验的情况和结果 (4)
6采用国外先进标准情况 (4)
7与现行法规标准的关系 (4)
8实施标准的要求和措施的建议 (4)
9废止现行有关标准的建议 (4)
10其他要说明的事项 (4)
11编制标准参考资料清单（根据必要性） (4)
1任务来源及计划要求
1.1 任务来源
建立和完善适合我国工业基础的核电标准体系，是发展核电和推进核电国产化的基础性工作。
为适应我国核电快速发展的形势，加快建立和完善核电标准体系，国家能源局已于2010年8月发布《压水堆核电厂常规岛及BOP标准体系项目表》（简称体系表）。
本标准制订任务由中国电力企业联合会《关于征求“压水堆核电厂常规岛及BOP标准体系”修订意见的函》（标准函[2011]138号）下达（见该通知附件“已发布核电厂常规岛、BOP标准体系项目表”体系表中总序号6项），由中广核集团苏州热工研究院组织编制、计划于2012年9月完成报批稿。
1.2 计划要求
根据课题任务书或合同要求，本标准各阶段草案的完成时间安排为：2012年9月30日，完成编制组讨论稿（标准初稿）；2012年12月1日，完成征求意见稿；2013年2月16日完成报批稿。
2编制过程
2.1 工作组简况
《核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理导则》标准课题工作组成员由以下五人组成：
张圣（课题负责人），傅菊，江虹，陈宇，黄立军。
2.2 编制原则
本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制。
本标准规定了核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理的技术内容，适用于核电厂全寿期的设备可靠性数据的统计与分析。
2.3 标准编制方案阶段
2012年1月中旬完成了“标准编制大纲”的编制，并于2月29日召开了标准编制大纲的内部评审会。
会上对课题开展的思路及方向进行了把握，并最终通过评审。
2.4 初稿编制阶段
首先，课题组对已有的可靠性数据管理系统进行调研，并搜集了《Reliability
Assurance Programme Guidebook for Advanced Light Water Reactors》、《Reliability Assurance Programme Guidebook for Advanced Light Water Reactors》等设备可靠性数据相关的技术文档。
因国内外还暂未有核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理方面的国际标准、国家标准或正式的法规文件，因此主要以INPO出版的技术文件，附以国内核电运营单位的一些管理文件为参考依据。
在进行了一定的积累后，明确了标准编制的方向。
课题组于2012年3月29日组织了标准编制大纲的外部评审会，对标准编写的方向、思路、基本框架等进行了讨论，并明确了若干改进建议，并最终通过专家评审。
之后，课题组认真开展了标准编写工作，其间多次组织了内部讨论和修改，几易其稿。
本标准于2012年9月形成了标准的初稿，并首先组织了标准编制组和所内部专家的评审，并针对专家意见进行了完善。
2012年5月13日，又组织了包括多名外部专家和十余名中心内部专家的评审会，进一步完善了文稿内容。
之后提交中广核集团标委会审查，并再次进行了格式规范修改，形成了标准征求意见稿。
3调研和分析工作的情况
3.1 与核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理研究和应用单位的调研和交流
设备可靠性数据是核电厂开展可靠性分析与应用的重要基础，渗透至核电厂设计、建造、调试和运营的各个阶段。
目前，国际上许多单位，包括IAEA、INPO、EPRI、EDF等机构都对设备可靠性数据开展了深入的研究。
但是，专门针对核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理方面的研究和应用相对缺乏，急需总结相关经验，开发建立一份专门的技术导则，以指导我国压水堆核电厂的常规岛和辅助配套设施可靠性数据管理。
3.2 本标准在《压水堆核电厂体系项目表》中的定位分析
为适应我国核电快速发展的形势，加快建立和完善核电标准体系，国家能源局已于2010年制定了《压水堆核电厂常规岛及BOP标准体系项目表》。
体系表对指导核电标准立项和编制起到了很大的作用。
本体系主要设置了通用与基础、工程设计、设备与材料、建筑与安装、调试
与试验、运行与维护六大领域。
本标准《核电厂常规岛与辅助配套设施设备可靠性数据管理导则》属于通用与基础领域，本领域中的其他标准有《电力工程项目分类代码》、《电力工程制图标准》、《核电厂常规岛焊接安全管理技术规程》、《核电厂常规岛火灾探测系统功能安全技术要求》《核电厂工程岩土试验规程》等。
本标准从核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理角度出发，对核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据类型及其来源、采集与处理、可靠性数据管理等方面进行规定。
3.3 标准编制思路
3.3.1 我国现有核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理相关标准体系分析
我国目前还没有核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理方面的法规文件和技术标准，只有如中国广东核电集团等少量核电运营单位进行了相关技术的研究和应用。
3.3.2 国外现有核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理相关标准体系分析
在世界范围内，各个国家和核工业界开发了大量的设备可靠性数据库，但目前还没有核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理方面的法规文件和技术标准。
3.3.3 本标准编制思路
本标准在广核设备可靠性数据管理的实践经验的基础上，结合国外的成功经验反馈和国内其他核电站的良好实践，编制思路如下：
1.核电厂常规岛和辅助配套设施可靠性数据类型及其来源
2.可靠性数据采集与处理
3.可靠性数据管理
4.可靠性数据应用
4主要技术内容的说明
4.1 本标准内容概述
本标准规定了核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理的基本内容，包括可靠性数据类型及其来源、可靠性数据采集与处理、可靠性数据管理、可靠性数据应用技术内容等。
可靠性数据类型包括设备基础数据、设备运行数据、设备维修数据、设备故障数据、设备定期试验数据、设备变更改造数据。
还列举了一系列可靠性数据来源。
可靠性数据采集与处理对可靠性数据采集原则、采集人员资质、采集基本步骤、数据的处理原则及可靠性参数估计方法。
可靠性数据管理主要是对建立可靠性数据库的数据库字段描述进行了规定。
可靠性数据的应用简单介绍了可靠性数据应用方向。
5验证试验的情况和结果
无。
6采用国外先进标准情况
本标准主要参考了INPO 90-011. The Nuclear Plant Reliability Data System的相关内容。
7与现行法规标准的关系
本标准为新编标准，满足我国核电厂现有可靠性管理的要求。
8实施标准的要求和措施的建议
无。
9废止现行有关标准的建议
无。
10其他要说明的事项
无。
11编制标准参考资料清单（根据必要性）
[1] 郑伟, 冯炳良. 核电厂设备可靠性数据库的建立与应用[J]. 大亚湾核电—概率安全评价(PSA)专刊. 2006, 1.
[2] 野中保雄. 可靠性技术丛书_可靠性数据的收集与分析方法[M]. 北京: 机械工业出版社, 1987.
[3] 黄卫刚, 郑伟. 核电站新型设备可靠性数据库[J]. 核电工程与技术. 2001,12: 14(4).
[4] Department of the Army. TM 5-698-6, Reliability Data Collection Manual for Command, Control, Communications, Computer, Intelligence, Surveillance, and Reconnaissance (C4ISR) Facilities. October 27 2006.
[5] INPO 90-011. The Nuclear Plant Reliability Data System. 1990. 11.
[6] IAEA-TECDOC-1264. Reliability Assurance Programme Guidebook for Advanced Light Water Reactors. 2001.10.。
