核级阀门规范标准介绍
核级阀门鉴定试验的项目及样机的选取和外延扩展原则
核级阀门鉴定试验的项目及样机的选取和外延扩展原则一、概述核级阀门是核电厂中重要的安全设备，其性能的稳定可靠关系到核电站的运行安全。
对核级阀门的鉴定试验显得格外重要。
本文将从核级阀门鉴定试验的项目、样机选取以及外延扩展原则等方面进行讨论。
二、核级阀门鉴定试验的项目1. 密封性能试验核级阀门的密封性能对核电站的安全稳定运行有着至关重要的作用。
在核级阀门鉴定试验的项目中，首要考虑的便是密封性能试验。
通过密封性能试验，可以评估核级阀门在不同条件下的密封性能，以确保其在工作状态下能够正常密封，避免核泄漏等安全事故的发生。
2. 流量特性试验核级阀门的流量特性直接影响到核电站的供水和排水等重要工况运行。
在鉴定试验项目中，需要对核级阀门的流量特性进行全面的测试和评估，以确保其在工作过程中能够满足设计要求，保障核电站的正常运行。
3. 耐久性试验核级阀门的耐久性是衡量其使用寿命和稳定性的重要指标。
在鉴定试验项目中，需要进行耐久性试验，通过对核级阀门在不同工况下的长时间运行测试，评估其使用寿命和稳定性，为核电站的长期运行提供保障。
4. 抗震性试验核级阀门在地震等外部不利环境下的抗震性能直接关系到核电站的安全稳定运行。
在鉴定试验项目中，需要对核级阀门进行抗震性试验，评估其在地震等特殊情况下的抗震能力，以确保核电站在不利环境下能够安全运行。
三、样机的选取1. 样机的全面代表性在进行核级阀门鉴定试验时，样机的选取至关重要。
选择样机时，需要保证样机具有全面的代表性，能够较好地代表核级阀门的整体性能。
样机的选取要充分考虑到核级阀门的各项性能指标和工况要求，以确保鉴定试验的结果能够真实反映核级阀门的性能情况。
2. 样机的数量和规格在选择样机时，还要考虑到样机的数量和规格，需要根据实际需要选取一定数量和不同规格的样机进行鉴定试验。
通过对多个样机的测试比较，可以更全面、更客观地评估核级阀门的性能表现，为后续的生产和使用提供参考依据。
核电阀门设计规范的相关探讨
核电阀门设计规范的相关探讨本文主演阐述了核电阀门设计规范的相关内容，从材料、抗震分析等方面进行分析。
标签：核电阀门;设计规范中国核电建设已经走过了20余年，先后通过自行设计开发和引进国外技术等多种方式建造了秦山一、大亚、秦山二期、岭澳一期、秦山三期和田湾等核电站。
这些核电站采用了美国、法国、俄罗斯和加拿大等国家的核电规范。
本文主要对核电阀门设计中应用的美、法、俄，三国的核电规范异同点进行比较和分析。
本文讨论的规范及版本号为美国锅炉和压力容器规范第Ⅲ卷———ASMEⅢ-2004（简称ASMEⅢ，下同）、法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则———RCC-M2000版+2002补遗（简称RCC-M，下同）和俄罗斯核电阀门设计制造规范———OTT-87 （简称OTT-87，下同）。
1 一级设备NB-3500 规定了一级阀门的设计和应力分析规范。
当阀门口径≤NPS 4 时，可按ASME B16.34的方法进行设计。
但应注意在壳体壁厚的计算时，NB-3500 对阀体基本内径d m 的定义为临近焊端区域的阀体内径较大者，而ASME B16.34 规定的阀体基本内径为流道的最小直径，但不得小于阀体端部基本内径的90%。
此内径的定义同样应用于口径>NPS 4 的一级阀门的壳体壁厚计算中。
两种定义的区别意味着按B16.34 阀体最小壁厚的要求设计的阀门不能认为就自动符合NB-3500 要求的阀体最小壁厚。
2 二级设备和三级设备一般情况下，二级和三级设备用的阀门符合ASME B16.34 的要求，同時也能满足NC-3500 和ND-3500 的要求。
承压件的最大许用应力值按ASME BPVC-Ⅱ-D-1 表1A/表1B 的规定选取，承压螺栓的许用应力按ASME BPVC-Ⅱ-D-1的规定选取。
3 材料3.1 承压件ASMEⅢ和RCC-M规范都规定对于承压零部件，其材料应满足规范要求，只能选择规范中允许的材料，并规定了允许材料的温度压力额定值、设计应力强度值和许用应力，而对于非承压零件的材料则没有强制要求。
核电阀门知识
核电阀门知识一、概况：核电阀门是指在核电站中核岛N1、常规岛CI和电站辅助设施BOP系统中使用的阀门。
从安全级别上分为核安全Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级、非核级。
其中核安全Ⅰ级要求最高。
核电阀门在核电站中是使用数量较多的介质输送控制设备，是核电站安全运行中的必不可少的重要组成部分。
据统计一座具有两台100万KW机组的核电站有各类阀门3万台。
据统计目前全世界共有447个核电机组正在运行，总装机容量为3.8亿KW，约占全球总发电量的16.2%。
有17个国家核电站装机容量占其本国总发电量的25%以上。
其中法国占77%，韩国占38%，日本占36%，英国占28%。
美国也达到了20%。
在所运行的核电机组中，50%以上为压水堆，其次有重水堆、沸水堆、石墨堆、快中子增殖堆、高温气冷堆。
我国最早应用核动力技术的领域是军事工业。
20世纪70年代初海军第一艘压水堆核动力潜艇正式投入使用。
从1985年我国自行设计建造秦山一期30万KW核电机组以来，先后通过自主设计建造，引进国外技术方式又建了大亚湾秦山二期、秦山三期、岭澳、田湾共6座核电站，总装机容量达到870万KW。
占全国发电装机容量的2%。
我国计划到2020年核电装机容量将由现在的870万KW增加到4000万KW，届时占全国电力装机总量的4%左右，即从现在起，平均每年至少建造两个百万KW的核电机组。
已建成的核电站中，除秦山三期采用加拿大重水堆型外，其它均为压水堆。
由俄罗斯提供的田湾核电站单机功率参数最大，为106万KW。
中国原子能科学研究院、清华大学等单位建造的快中子增殖反应堆，先进堆、高温气冷堆等在国内尚属研究试验堆，取得经验后将扩大建造商业用堆。
值得关注的是由美国西屋公司设计的超第三代压水堆核电机组AP600、AP1000具有更高的运行安全性，其设计采用了非能动原理如重力、对流、冷凝等，用来作为安全系统中的驱动力，大大减少了电、液、气等能动驱动力。
同时阀门使用量减少50%，泵减少35%、电缆用量减少80%，抗震等级要求设备数量下降了45%，电站寿期可达60年（现为30～40年）。
RCC-M规范在核电阀门设计、检验过程中的应用
RCC-M规范在核电阀门设计、检验过程中的应用李自强;苗安立;张佳卿【摘要】压水堆核电站是目前最广泛应用的堆型之一,作为压水堆核电站的建造规范,R C C-M在核电领域有着非常重要的地位,通过研究R CC-M内容,总结了核电阀门的设计制造、检验要求,得出适用于核电阀门的检验方法.【期刊名称】《装备制造技术》【年(卷),期】2016(000)010【总页数】3页(P205-207)【关键词】核电站;RCC-M;阀门;检验【作者】李自强;苗安立;张佳卿【作者单位】中船重工第七〇三研究所无锡分部,江苏无锡 214151;中船重工第七〇三研究所无锡分部,江苏无锡 214151;中船重工第七〇三研究所无锡分部,江苏无锡 214151【正文语种】中文【中图分类】TH134核电站用阀门（简称核电阀门），是核电站中使用量非常大的设备，连接着整个核电站的数百个系统，阀门的投资占核电站总投资的2%左右，在后期维护、维修费用一般占核电站维修总额的50%以上。
核电阀门又分核1级，核2级，核3级和NC级。
以福清核电工程为例，两个百万千瓦压水堆核电机组需要阀门2.8万台，核1级占0.7%，核2级占27.9%，核3级占21.4%，NC级占50%。
鉴于核电阀门的重要性，其质量保证是非常重要的[1]。
目前国内已经有若干家阀门制造企业获得了核安全局颁发的核安全设备制造许可证书，并使核电阀门的国产化达到95%左右。
核电阀门的设计、制造、验收会涉及多个标准，如RCC-M[2]，ASME VIII，ASME 16.34，API 598等标准，同时又要结合各设计院的具体要求进行设计和制造。
RCC-M规范是压水堆建造的主要规范之一，本文将结合RCC-M规范对核电站用阀门设计、制造和检验过程中所涉及到的要求进行比较，并总结出核电阀门简便易行的检验方法。
RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，是法国法国核电标准RCC系列的一个分支。
核级阀门规范标准介绍
核级阀门规范标准介绍核级阀门规范标准介绍3核级阀门规范标准介绍.txt曾经拥有的不要忘记；不能得到的更要珍惜；属于自己的不要放弃；已经失去的留作回忆。
本文由kitgain 贡献ppt文档可能在WAP端浏览体验不佳。
建议您优先选择TXT，或下载源文件到本机查看。
核级阀门规范标准介绍一、国际核电规范体系简介I、国际主要核电标准体系：、国际主要核电标准体系：ASME（美国）RCC－M（法国）ПНА□Г（俄国）CSA（加拿大）JIS （日本）DIN（德国）一、国际核电规范体系简介II、ASME体系介绍：、体系介绍：体系介绍一．概述《ASME规范》是最为广泛，内容最为详尽的一部关于锅炉及压力容器规范。
其制订的目的在于提供控制设计．制造和检验等质量的有关规则。
于1914正式颁发以来，六十年代开始，每三年修订一次，中文版最新为95版。
一、国际核电规范体系简介二、“ASME规范”的总体结构和内容至最新的1995年版形成了共十一卷二十二册的规范，按次序列表如下：第Ⅰ卷动力锅炉第Ⅱ卷材料技术条件第III卷核动力装置设备NCA分卷―第一册及第二册的总要求第Ⅳ卷采暖锅炉一、国际核电规范体系简介第Ⅴ卷第Ⅵ卷第Ⅶ卷第Ⅷ卷第Ⅸ卷第Ⅹ卷第Ⅺ卷无损检验采暖锅炉维护和运行的推荐规程动力锅炉维护推荐规程压力容器焊缝及钎焊评定玻璃纤维增强塑料压力容器核动力装置设备在役检查规则一、国际核电规范体系简介三、第Ⅲ卷核动力装置设备NCA分卷总的要求(包括第一册和第二册) 第一册NB分卷一级设备NC分卷二级设备ND分卷三级设备NE分卷MC级设备NF分卷设备支承结构NG分卷堆芯支承结构附录第二册混凝土反应堆容器及安全壳规范一、国际核电规范体系简介III、法国“RCC－M”规则一、概述于1980年首次发布，目前最新版本为2000年版。
“RCC－M”规则是借鉴于ASME“锅炉压力容器规范”第三卷“核动力装置设备”的NB，NC，ND，NG和NF分卷的有关内容，同时吸收法国在核电工业发展实践中的积累的经验和成果而制订出来的。
核电站用核级阀门开发及准入条件
辅助系统 ，即一 回路工艺系统 ，在系统功能上可分 为三
大类 。
（）反应堆冷 却剂 系统 及运行 支持系统 其包括 １ 反应 堆冷却剂系统 、化学和 容积控制 系统 、余热排 出系 统、设备 冷却水系统、重要 厂用水系统 、取样 系统 、硼
回收系统、乏燃料冷却和净化系统等 ， 其综合功能是保
ＧＭ 通用柳橱
２７ 期 １ ｏ￣第 ５ ｏ
ｗ ￣ ｔｘｎ ｔ ｗ ．ｊ．ｅ ｙ
维普资讯
鬟 ｉ
证反应堆在正常工况和异常工况下的安全运 行。
ｌ ≯ ０糍 灌 。 躐
黼 醋 镳 逮 瓣
也就需核 电站设计要在厂址条件下发生可能的地震情况 下都要保证反应堆的安全和防止放射性外泄。在此 要求 下，将核级 阀门都归入抗震 Ｉ 类要求 （ 也称Ｓ Ｅ Ｓ 要求 ，
维普资讯
。 ０： 懑 ； 撒求 期
心
Ｉ ． ≯ ｕ 薹 ≯
０ 。 囊
。 。 童 庶 潮
核电站用核级阀门 开发及准入条件
上海核工程研究设计院 翁明辉
一
、
核电发展背景
考虑 ，我 国至２２年规划中主要是考虑采用压水堆 作为 ００ 核 电站的基本堆型 ，故着重论述压水堆核 电站 一回路工 艺系统用的核 级阀门的功能 特点。
这样 为满 足上述 要求 ，各类 核级 阀门在 实施 中对 于非 能动 阀门只需保证在地震工况下 的阀门能保持其结 构完整性 ，也就是在设计 中阀门必须按Ｉ Ｅ ３４ （ 电 Ｅ Ｅ４ 核 厂 １ 级设备 抗震 鉴定的推 荐实施 方法 ）或厂址地 震条 Ｅ 件通过分析论证 确认其能确保完 整性 即可 ，而对于能动 阀门不但在设计中通过 抗震分析保证其结构完整性 ，而 且要保证其在地震工况下的可运 行性 ， 这类能动 阀门通 常也需按ＩＥ ３４ Ｅ Ｅ４ 标准要求进行抗震试验 ，验证其在地
核电阀门的技术要求
核电阀门的技术要求内容来源自网络核电阀门，由于其使用工况特殊、复杂、恶劣，加之量大面广，故其要求较高。
1、核电阀门工作条件：核电阀门除了其工况环境错综复杂之外，其输送介质的放射性和温度、压力等级的苛刻性也是很特殊的。
核电阀门输送的介核电阀门，由于其使用工况特殊、复杂、恶劣，加之量大面广，故其要求较高。
1、核电阀门工作条件：核电阀门除了其工况环境错综复杂之外，其输送介质的放射性和温度、压力等级的苛刻性也是很特殊的。
核电阀门输送的介质主要为：饱和蒸汽、冷凝水、放射性水蒸汽重水、辐照腐蚀物、放射性介质、稀硫酸和碱液、二氧化碳、钠、氦、油、真空等各种流体介质。
一回路上的大通径阀门工作条件是最复杂的，在现阶段核动力装置上的蒸汽参数比热电厂的蒸汽参数（压力22.5MPa、温度565℃）要低，但核电厂运行条件却复杂得多。
在液态金属冷却剂的快中子反应堆装置上，蒸汽参数为最高（汽轮机前的蒸汽温度为600℃，压力为14.0MPa）。
2．核电阀门常见故障类型在核电站系统中运行的阀门，最常见的故障类型有如下四种：① 阀杆泄漏② 阀座泄漏③ 执行机构选配过大和关闭力矩过高引起的密封面损坏④ 外泄漏3．核电阀门技术要求根据核电阀门运行的实际工况，核电阀门其技术特点和要求比火力发电阀门更高。
核电阀门的技术要求除了阀门常规的技术要求外，还要着重考虑介质中杂质的污染、环境温度、运行温度、环境湿度、放射性、直流电源及电压波动、有关地震和振动条件下稳定性的技术要求、安全等级等等。
① 核电阀门的设计a）强度设计核电阀门设计中，强度计算是必不可少的。
除常规的强度计算、有限元分析和抗震计算分析外，对核安全1级的阀门，还要求进行：一次薄膜应力的极限计算、一次薄膜应力＋弯曲应力的极限计算、与回路启——停循环有关的一次加二次应力变化幅度的极限计算、除回路中启——停工况以外的一次加二次应力的变化幅度极限计算、疲劳性能分析。
b）结构设计由于核电系统输送介质大多带有放射性，不允许有任何泄漏，故结构设计中阀门的填料、波纹管、阀座的密封结构设计尤为重要（阀体的形状设计，规定在ASME标准中）。
民用核安全设备核安全 1、2、3 级阀门 设计和制造单位资格
附件2民用核安全设备核安全1、2、3级阀门设计和制造单位资格条件一、总则为进一步明确核安全1、2、3级阀门设计和制造许可证取证、变更及延续申请单位应具备的资格条件，根据《民用核安全设备监督管理条例》的要求，制定本资格条件。
二、适用范围本资格条件适用于国务院核安全监管部门制定的《民用核安全设备目录（2016年修订）》中列出的核安全1、2、3级隔离阀(包括闸阀、截止阀、球阀、蝶阀)和单向阀(止回阀)设计和制造许可证取证、变更及延续申请单位的资格审查，其余阀门品种暂不适用本资格条件。
资格条件中的“设计”是指核安全1、2、3级阀门制造许可证申请单位进行的设备设计活动。
三、资格条件（一）申请单位应持有有效的企业法人营业执照（或事业单位法人证书），且具备常规工业特种设备(阀门)设计和制造能力。
（二）质量保证要求1.申请单位应具有完善的质量保证体系和健全的管理制度，并制定符合核电厂质量保证安全规定（HAF003）及相关导则要求的质量保证大纲和程序。
2.申请单位应建立健全质量保证组织机构，配备足够的质量验证人员，并保证其组织独立性和充分的权力。
3.申请单位应开展核安全文化建设，促进质量保证体系有效运行，强化质量过程控制，保守处理质量问题，确保民用核安全设备质量和可靠性。
（三）人员配置要求1．申请单位应配备与拟从事活动相适应的相应专业技术人员，如设计、制造、焊接、材料、机加工、热处理、无损检验、理化检验、质量保证等专业技术人员。
2．申请单位技术负责人（总工程师、技术副总经理、技术总监等）应具有高级技术职称，且具有10年以上阀门设计和制造经历，或相关专业本科及以上学历，且具有15年以上阀门设计和制造经历。
3．申请单位设计负责人应具有3年以上设计批准（或审定）经历，且至少主持过5项核安全1、2、3级阀门或核设施中非核级阀门设计工作。
4．申请单位各主要制造环节（如机加工、焊接、热处理、检验、试验等）的负责人应具有本专业中级（或以上级别）技术职称或理工类本科毕业满5年、理工类专科毕业满8年，且长期从事本专业相关工作。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
一、国际核电规范体系简介
第Ⅴ卷 无损检验 第Ⅵ卷 采暖锅炉维护和运行的推荐规程 第Ⅶ卷 动力锅炉维护推荐规程 第Ⅷ卷 压力容器 第Ⅸ卷 焊缝及钎焊评定 第Ⅹ卷 玻璃纤维增强塑料压力容器 第Ⅺ卷 核动力装置设备在役检查规则
一、国际核电规范体系简介
三、第Ⅲ卷 核动力装置设备
分卷 总的要求(包括第一册和第二册)
第一册 分卷 一级设备
分卷 二级设备
分卷 三级设备
分卷 级设备
分卷 设备支承结构
分卷 堆芯支承结构
附录
第二册 混凝土反应堆容器及安全壳规范
一、国际核电规范体系简介
、 法国“－”规则 一、概述 于年首次发布，目前最新版本为年版。 “－”规则是借鉴于“锅炉压力容器规范”
震分析 EJ／T1022.15 压水堆核电厂阀门抗震鉴定试验 EJ／T1022.17 压水堆核电厂阀门表面处理通用
技术条件 EJ／T1022.18 压水堆核电厂阀门产品清洗规则
二、针对核级阀门的规范标准
制造标准
－Ⅲ－Ⅰ
一级设备－
二级设备－
三级设备－
－Ⅸ 焊接及钎焊评定
二、针对核级阀门的规范标准
检验标准
－Ⅲ－Ⅰ
一级设备－，－
二级设备－，－
三级设备－，－
－ 无损检验
－Ⅸ 焊接及钎焊评定
二、针对核级阀门的规范标准
试验标准 －Ⅲ－Ⅰ 一级设备－，－ 二级设备－，－ 三级设备－，－ 法兰连接和对焊接阀门 核电厂动力操作能动阀门功能建鉴定要求 核电厂级电气设备的考验
第三卷“核动力装置设备”的，，，和分 卷的有关内容， 同时吸收法国在核电工业发展实践中的积 累的经验和成果而制订出来的。
一、国际核电规范体系简介
二、“－”规则的组成和特点 “－”规则的全套共分五卷十二册： 第Ⅰ卷 册 总论 册 级设备 、册 、级设备 、册 堆内构件、设备支承件 册 技术性附录
二、针对核级阀门的规范标准
核电厂级设备抗震鉴定的推荐实施方法 核电厂中具有安全相关功能的动力操作阀组
件执行机构的鉴定
二、针对核级阀门的规范标准
、－ 、 设计标准 － 第卷 第二册 篇 级设备 － 第卷 第二册 篇 级设备 － 第卷 第二册 篇 级设备 、材料标准 － 第卷
一、国际核电规范体系简介
第Ⅱ卷
册 (第一部分上) 非合金钢
册 (第一部分下) 合金钢
册 (第二部分上) 不锈钢
册 (第二部分下) 特殊合金钢及其它材料
第Ⅲ卷
册 检验方法
第Ⅳ卷
册 焊接
第Ⅴ卷
册 制造
一、国际核电规范体系简介
、其它国外规范、标准体系简介
一、俄罗斯ПНА□Г规范简介：
－Ⅲ－Ⅰ 三级设备
－Ⅱ 材料技术条件
法定要求
法兰连接和对焊连接阀门的结构长度
二、针对核级阀门的规范标准
材料标准 － －、－ 、－ －Ⅱ － 锻造或轧制合金钢管路法兰管件，高温
阀门和部件 －Ⅱ － 高温用奥氏体钢锻件 －Ⅱ － 碳素钢锻件 －Ⅱ － 适用于高温可熔焊的碳钢铸件
一、国际核电规范体系简介
二、加拿大的标准： 加拿大对核级设备制定有 ，“ 核电厂
承压系统和部件的通用要求”的标准。
三、日本的 规范、德国的规范： 日本制定有 压力容器规范 德国制定有 压力容器规范。
二、针对核级阀门的规范标准
、规范：
设计标准
－Ⅲ－Ⅰ 一级设备
－Ⅲ－Ⅰ 二级设备
二、针对核级阀门的规范标准
制造标准 － 第卷 第二册 － 第卷 第二册 － 第卷 第二册 － 篇 焊接 － 篇 制造
二、针对核级阀门的规范标准
检验标准 － 第卷 第二册
－ 第卷 篇 检验方法
二、针对核级阀门的规范标准
试验标准 － 第卷 第二册 阀门的压力试验 － 第卷 第二册 阀门的压力试验 － 第卷 第二册 级设备的压力试验
／ 压水堆核电厂阀门奥氏体不锈钢锻件技术条件 ／ 压水堆核电厂阀门焊接与焊缝验收 ／ 压水堆核电厂阀门包装、运输和贮存 ／ 压水堆核电厂阀门产品出厂检查与试验 ／ 压水堆核电厂阀门电动装置
二、针对核级阀门的规范标准
EJ／T1022.12 压水堆核电厂阀门气动装置 EJ／T1022.14 压水堆核电厂阀门应力分析与抗
二、针对核级阀门的规范标准
、国内的有关阀门的设计、制造标准 、／ 压水堆核电厂阀门： ／ 压水堆核电厂阀门设计制造通则 ／ 压水堆核电厂阀门碳素钢铸件技术条件 ／ 压水堆核电厂阀门不锈钢酸钢铸件技术
条件 ／ 压水堆核电厂阀门碳素钢和低合金钢锻
件技术条件
二、针对核级阀门的规范标准
检验等质量的有关规则。 于正式颁发以来，六十年代开始，每三年
修订一次，中文版最新为版。
一、国际核电规范体系简介
二、“规范”的总体结构和内容 至最新的年版形成了共十一卷二十二册的
规范，按次序列表如下： 第Ⅰ卷 动力锅炉 第Ⅱ卷 材料技术条件 第卷 核动力装置设备分卷―第一册及第二
核级阀门规范标准介绍
一、国际核电规范体系简介
、国际主要核电标准体系： （美国） －（法国） ПНА□Г（俄国） （加拿大） （日本） （德国）
一、国际核电规范体系简介
、体系介绍： 一．概述 《规范》是最为广泛，内容最为详尽的一
部关于锅炉及压力容器规范。 其制订的目的在于提供控制设计．制造和
俄罗斯的“核动力装置的设备、管道的设置及安 全运行规范”（ПНА□Г），包括以下个方面：
、 总则
、 结构
、 材料
、 制造和安装
一、国际核电规范体系简介
、水压（气压）试验 、对装在设备和管道上的阀门、监测仪表的要求 、设备和管道金属状态的在役检查总的要求 、登记注册和技术鉴定 、设备和管道运行的一般要求 、对执行本规范的监督 、对事故、故障和不幸事件的调查 、结论