核级阀门规范标准介绍
核级阀门规范标准介绍
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
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）。
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。
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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。
俄美核电阀门规范的技术要求差异
俄美核电阀门规范的技术要求差异本文对俄罗斯和美国核电阀门招聘网所采用的主要规范作简要介绍，并重点对俄2级阀门和ASME1级阀门的主要技术要求差异作对比论述，以研究、探讨两个规范系列在核电阀门级别上的等同性，同时分析俄、美两国规范体系对核级设备要求的异同，最后确定俄2级阀门与ASME1级阀门不能完全等同的结论。
关键字：阀门规范差异试验1 背景介绍田湾核电站采用俄罗斯V-428型压水堆核电机组设计，一期建设2座100万千瓦核电机组。
根据中、俄两国协议，田湾一期的主要设备都由俄罗斯设计、制造并供货，但数字化仪控设计和部分机械设备（稳压器安全阀、安全壳隔离阀、设冷水系统板式热交换器等）由俄罗斯提供设备技术规格书，业主组织进行第三国采购。
由于俄方提交的设备技术规格书中只采用俄罗斯的核电规范，且设备的级别为俄罗斯级别，而第三国供货商大都采用美国ASME规范或法国RCC-M规范，这样在第三国采购合同谈判中出现了设备级别的转化问题。
由于不同规范系列无法完全等同，经中、俄和第三国供货商阀门专家的共同商谈，决定按照设备执行功能转化成ASME或RCC-M相应规范级别，同时要求供货商遵照俄规范要求修订一些制造、检验要求，保证不低于俄规范要求，使合同得以签订。
但后来俄方又提出“俄2级阀门相当于ASME1级阀门”，并要求修改合同，最终业主经筛选将部分2级阀门升为1级。
对于俄方结论，以下问题仍需探讨：（1）俄2级阀门与ASME1级阀门是否确实完全相当；（2）俄、美两个规范体系在核电阀门的材料、设计、制造、安装、检验及试验方面的技术要求是否存在差异，存在哪些主要差异。
本文尝试将两个规范对核电阀门的技术要求进行对比，并考虑到俄罗斯1级、2级设备的规范技术要求几乎完全一样，以及俄核电站实际设计没有1级阀门，故选择针对俄2级阀门与ASME1级阀门的主要技术要求差异进行对比论述，希望为以上问题找到一个合理正确的答案和一些可以操作执行的建议，以期对未来与俄罗斯合作的核领域项目有所帮助。
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
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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 ，
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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
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。
核电站用阀门检验项目
核电站用阀门检验项目
核电站是国家的重要能源基础设施，其中的各种设备都需要保持高度的安全性和可靠性，以确保核电站的运行安全和稳定。
其中阀门作为一个非常重要的部件，其检验项目也受到高度的关注。
阀门的功能
核电站用阀门主要用于控制核反应堆冷却剂的流量，并在正常和非正常条件下防止中子流失。
阀门在核反应堆中的作用可以概括为：
1.控制冷却水的流量和压力，以保持核反应堆运行的稳定。
2.保证系统的安全性和可靠性，防止中子流失。
3.在应急情况下，阀门可以用于关闭核反应堆的进出口，以控制核能的
释放。
阀门的检验项目
由于阀门在核反应堆中的重要性，因此其检验项目也需要高度的关注。
阀门的检验主要包括以下三个方面：
外观检查
阀门表面应不得有明显的烧伤、腐蚀、裂纹、划痕等，阀门杆应当无弯曲变形或锈蚀。
此外，还要检查阀门的操作是否灵活，以及是否正常卡滞。
尺寸检查
在阀门的尺寸方面，应进行测量和检验，以确保阀门轴承、密封面和密封副的直径、长度、间隙和阀门的开闭角度达到规定的要求。
密封性检查
阀门的密封性是决定核电站设备运行安全的重要因素之一。
在阀门的检测过程中，应定期进行动、静密封试验，以检测阀门的密封性。
试验中应对阀门的动态密封进行特别关注，尤其是在高温、高压的条件下。
阀门是核电站的重要部件之一，其功能的可靠性和安全性非常重要。
因此，对核电站用阀门的检验项目需要认真细致，进行规范化、标准化的检验。
以上是本文对核电站用阀门检验项目的详细分析，希望能对相关领域的工作人员提供一些参考和帮助。
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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。
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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。
一、国际核电规范体系简介
二、“RCC－M”规则的组成和特点“RCC－M”规则的全套共分五卷
十二册：第Ⅰ卷
A册总论B册1级设备C、D册2、3级设备G、H册堆内构件、设备支承件Z册技术性附录
一、国际核电规范体系简介
第Ⅱ卷
M册(第一部分上) M册(第一部分下) M册(第二部分上) M册(第二部分下) 非合金钢合金钢不锈钢特殊合金钢及其它材料
第Ⅲ卷第Ⅳ卷第Ⅴ卷
MC册检验方法S册焊接F册制造
一、国际
核电规范体系简介
IV、其它国外规范、标准体系简介、其它国外规范、一、俄罗斯ПНА□Г规范简介：
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-7-008-89），包括以下12个方面：1、总则2、结构3、材料4、制造和安装
一、国际核电规范体系简介
5、水压（气压）试验
6、对装在设备和管道上的阀门、监测仪表的要求
7、设备和管道金属状态的在役检查总的要求
8、登记注册和
技术鉴定9、设备和管道运行的一般要求10、对执行本规范的监督
11、对事故、故障和不幸事件的调查12、结论
一、国际核电规范体系简介
二、加拿大的CSA标准：
加拿大对核级设备制定有CAN/CSA N285.095，1995“CANDU 核电厂承压系统和部件的通用要求”的标准。
三、日本的JIS 规范、德国的DIN规范：
日本制定有JIS B 8250-1983压力容器规范德国制定有DIN-2505 AD 压力容器规范。
二、针对核级阀门的规范标准
I、ASME规范：、规范：规范
1 设计标准1.1 ASME BPV－Ⅲ－ⅠNB一级设备1.
2 ASME BPV－Ⅲ－ⅠNC二级设备1.
3 ASME BPV－Ⅲ－ⅠND三级设备1.
4 ASME BPV－Ⅱ材料技术条件1.
5 ANSI B16.34 法兰连接和对焊接阀门1.
6 ANSI B16.41 核电厂动力操作能动阀门功能建鉴定要求 1.
7 ANSI B16.10 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
2 材料标准
2.1 ASME BPV－III NB－2000、NC－2000 、ND－2000 2.2 ASME BPV －ⅡSA－182 锻造或轧制合金钢管路法兰管件，高温阀门和部件2.3 ASME BPV－ⅡSA－351 高温用奥氏体钢锻件2.4 ASME BPV－ⅡSA－105 碳素钢锻件2.5 ASME BPV－ⅡSA－216 适用于高温可熔
焊的碳钢铸件
二、针对核级阀门的规范标准
3 制造标准
3.1 ASME BPV－Ⅲ－ⅠNB一级设备NB－4000 NC二级设备NC－4000 ND三级设备ND－4000 3.2 ASME BPV－Ⅸ焊接及钎焊评定
二、针对核级阀门的规范标准
4 检验标准
4.1 ASME BPV－Ⅲ－ⅠNB一级设备NB－5000，NB－2500 NC二级设备NC－5000，NC－2500 ND三级设备ND－5000，NC－2500 4.2 ASME BPV－V 无损检验4.3 ASME BPV－Ⅸ焊接及钎焊评定
二、针对核级阀门的规范标准
5 试验标准
5.1 ASME BPV－Ⅲ－ⅠNB一级设备NB－6000，NB－3530 NC二级设备NC－6000，NC－3530 ND三级设备ND－6000，ND－3530 5.2 ANSI B1
6.34 法兰连接和对焊接阀门5.3 ANSI B16.41 核电厂动力操作能动阀门功能建鉴定要求5.4 IEEE323 核电厂IE级电气设备的考验
二、针对核级阀门的规范标准
5.5 IEEE344 核电厂IE级设备抗震鉴定的推荐实施方法5.6 IEEE382 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
II、RCC－M 、－1、设计标准
1.1 RCC－M 第I卷第二册B篇1级设备1.2 RCC－M 第I卷第二册C篇2级设备1.3 RCC－M 第I卷第二册D篇3级设备
2、材料标准RCC－M 第II卷
二、针对核级阀门的规范标准
3 制造标准
3.1 RCC－M 第I卷第二册B4300 B4400 3.2 RCC－M 第I卷第二册C4300 C4400 3.3 RCC－M 第I卷第二册D4300 D4400 3.4 RCC－M S 篇焊接3.5 RCC－M F篇制造
二、针对核级阀门的规范标准
4 检验标准
4.1 RCC－M 第I卷第二册B4200 C4200 D4200 4.2 RCC－M 第III卷MC篇检验方法
二、针对核级阀门的规范标准
5 试验标准
5.1 RCC－M 第I卷第二册B5200 阀门的压力试验5.2 RCC－M 第I卷第二册C5400 阀门的压力试验5.3 RCC－M 第I卷第二册D5000 3级设备的压力试验
二、针对核级阀门的规范标准
III、国内的有关阀门的设计、制造标准、国内的有关阀门的设计、1、
EJ／T1022 压水堆核电厂阀门：
EJ T1022.1 EJ／T1022.1 压水堆核电厂阀门设计制造通则EJ／T1022.2 压水堆核电厂阀门碳素钢铸件技术条件EJ／T1022.3 压水堆核电厂阀门不锈钢酸钢铸件技术条件EJ／T1022.4 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
EJ／T1022.5 压水堆核电厂阀门奥氏体不锈钢锻件技术条件EJ／T1022.6 压水堆核电厂阀门焊接与焊缝验收EJ／T1022.7 压水堆核电厂阀门包装、运输和贮存EJ／T1022.9 压水堆核电厂阀门产品出厂检查与试验EJ／T1022.11 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 EJ／T1022.14 震分析EJ／T1022.15 EJ／T1022.17 技术条件EJ／T1022.18 压水堆核电厂阀门气动装置压水堆核电厂阀门应力分析与抗压水堆核电厂阀门抗震鉴定试验压水堆核电厂阀门表面处理通用压水堆核电厂阀门产品清洗规则
1。