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反应堆冷却剂系统管道和阀门检测

发布时间:2024-05-27 17:49:26 - 更新时间:2024年06月29日 15:22

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军工检测 其他检测

EJ/T 720-2008 压水核电厂压力容器及设备保湿层设计准则

本标准规定了压水堆核电厂反应压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备(含蒸汽发生器、稳压器和主泵,以下相同)保温层设计的基本要求。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却系统管道和设备保温层的设计,其他与反应堆冷却系统相连的系统管道或设备的保温层设计也可参照使用

Design criterion for the thermal insulation of reactor vessel and reactor coolant pipings and equipments of PWR nuclear power plants

EJ/T 720-1992 压水核电厂压力容器及设备保温层设计准则

NB/T 20343-2015 压水核电厂压力容器及设备保温层设计制造规范

本标准规定了压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备(含蒸汽发生器、稳压器和主泵,以下相同)保温层设计和制造的基本要求。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层的设计和制造,其他与反应堆冷却剂系统相连的系统管道或设备的保温层设计和制造也可参照使用

Design and fabrication specification for the thermal insulation of reactor vessel and reactor coolant pipings and equipments of PWR nuclear power plants

NB/T 20187-2012 压水核电厂设计准则

本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的基本设计要求,以确保该系统能够安全可靠地执行其预定的功能。本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的设计,它未包括该系统的运行、维修和试验等方面的要求,除非它们与系统设计直接有关

Design criteria for reactor coolant system in pressurized water reactor nuclear power plants

EJ/T 325-1988 压水核电厂设计准则

T/CNS 30-2020 高温气核动力厂设计准则

本文件规定了球床模块式高温气冷堆(简称“高温气冷堆”)核动力厂反应堆冷却剂系统的基本设计要求,包括:系统的功能、范围、性能、安全等级和抗震类别等方面的基本要求,以及具体的设计准则要求

Design criteria for the reactor coolant systems of high temperature gas cooled reactor nuclear power plant

BS ISO 23466:2020 压水核电站主要设备绝热设计标准

Design criteria for the thermal insulation of reactor coolant system main equipments and piping of PWR nuclear power plants

ISO 23466:2020 压水核电厂主要设备绝热设计准则

Design criteria for the thermal insulation of reactor coolant system main equipments and piping of PWR nuclear power plants

EJ 326-1988 压水核电厂辅助设计准则

NB/T 20254-2013 核电厂泄漏探测准则

本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂泄漏探测系统设计的基本要求、探测泄漏流所需仪表的要求和探测泄漏流的方法,以及区别允许泄漏流和异常泄漏流的方法。本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂泄漏探测系统的设计、审查和运行

Criteria for nuclear power plant reactor coolant system leakage detection

NB 20481-2018 压水核电厂设计制造规范

NB/T 20481-2018 压水核电厂设计制造规范

GJB 3550-1999 潜艇设备保温层规范

NB/Z 20254-2013 核电厂泄漏探测准则

NB/T 20100-2016 压水核电厂主蒸汽超压分析要求

本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析的基本要求。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的超压分析

Requirements of overpressure analysis for reactor coolant system and main steam system for pressurized water reactor nuclear power plants

EJ/T 720-2008 压水核电厂压力容器及设备保湿层设计准则

本标准规定了压水堆核电厂反应压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备(含蒸汽发生器、稳压器和主泵,以下相同)保温层设计的基本要求。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却系统管道和设备保温层的设计,其他与反应堆冷却系统相连的系统管道或设备的保温层设计也可参照使用

Design criterion for the thermal insulation of reactor vessel and reactor coolant pipings and equipments of PWR nuclear power plants

EJ/T 720-1992 压水核电厂压力容器及设备保温层设计准则

NB/T 20343-2015 压水核电厂压力容器及设备保温层设计制造规范

本标准规定了压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备(含蒸汽发生器、稳压器和主泵,以下相同)保温层设计和制造的基本要求。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层的设计和制造,其他与反应堆冷却剂系统相连的系统管道或设备的保温层设计和制造也可参照使用

Design and fabrication specification for the thermal insulation of reactor vessel and reactor coolant pipings and equipments of PWR nuclear power plants

NB/T 20187-2012 压水核电厂设计准则

本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的基本设计要求,以确保该系统能够安全可靠地执行其预定的功能。本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的设计,它未包括该系统的运行、维修和试验等方面的要求,除非它们与系统设计直接有关

Design criteria for reactor coolant system in pressurized water reactor nuclear power plants

EJ/T 325-1988 压水核电厂设计准则

T/CNS 30-2020 高温气核动力厂设计准则

本文件规定了球床模块式高温气冷堆(简称“高温气冷堆”)核动力厂反应堆冷却剂系统的基本设计要求,包括:系统的功能、范围、性能、安全等级和抗震类别等方面的基本要求,以及具体的设计准则要求

Design criteria for the reactor coolant systems of high temperature gas cooled reactor nuclear power plant

BS ISO 23466:2020 压水核电站主要设备绝热设计标准

Design criteria for the thermal insulation of reactor coolant system main equipments and piping of PWR nuclear power plants

ISO 23466:2020 压水核电厂主要设备绝热设计准则

Design criteria for the thermal insulation of reactor coolant system main equipments and piping of PWR nuclear power plants

EJ 326-1988 压水核电厂辅助设计准则

NB/T 20254-2013 核电厂泄漏探测准则

本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂泄漏探测系统设计的基本要求、探测泄漏流所需仪表的要求和探测泄漏流的方法,以及区别允许泄漏流和异常泄漏流的方法。本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂泄漏探测系统的设计、审查和运行

Criteria for nuclear power plant reactor coolant system leakage detection

NB 20481-2018 压水核电厂设计制造规范

NB/T 20481-2018 压水核电厂设计制造规范

GJB 3550-1999 潜艇设备保温层规范

NB/Z 20254-2013 核电厂泄漏探测准则

NB/T 20100-2016 压水核电厂主蒸汽超压分析要求

本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析的基本要求。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的超压分析

Requirements of overpressure analysis for reactor coolant system and main steam system for pressurized water reactor nuclear power plants

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