NB/T 20010.6-2010
压水堆核电厂阀门.第6部分:紧固件技术条件
PWR nuclear power plant valve-Part 6: Specification for fastener
NBT20010.6-2010, NB20010.6-2010
说明：
- 此图仅显示与当前标准最近的5级引用；
- 鼠标放置在图上可以看到标题编号；
- 此图可以通过鼠标滚轮放大或者缩小；
- 表示标准的节点，可以拖动；
- 绿色表示标准：NB/T 20010.6-2010 ， 绿色、红色表示本平台存在此标准，您可以下载或者购买，灰色表示平台不存在此标准；
- 箭头终点方向的标准引用了起点方向的标准。
- 标准号
- NB/T 20010.6-2010
- 别名
- NBT20010.6-2010
NB20010.6-2010 - 发布
- 2010年
- 发布单位
- 行业标准-能源
- 当前最新
- NB/T 20010.6-2010
- 本部分规定了压水堆核电厂核安全相关阀门的压力边界用紧固件的订货要求、尺寸外形、技术要求、试验方法、检验规则等。 本部分适用于压水堆核电厂1、2、3级阀门的压力边界用紧固件。
NB/T 20010.6-2010相似标准
推荐
实现蓝天梦 核电材料不可或缺
目前，我国已运行的核电厂大多数是压水堆，如下图所示，它由核反应堆、一回路系统、二回路系统以及其他辅助系统组成。一回路水把热能传递给二回路，并使二回路水获得能量转化为蒸汽，推动汽轮机发电。压水堆核电站基本结构包壳材料的服役环境相比于其他服役环境，核反应堆的工作条件相当严峻。这里所使用的材料必须在高温、高压、强辐照和极大的温度梯度等条件下工作，同时还要考虑腐蚀的影响。...
我国核电现状与核安全保障
目前，可以生产具有自主知识产权的30万千瓦级压水堆核电机组成套设备，按价格计算国产化率超过80%；基本具备成套生产60万千瓦级压水堆核电厂机组的能力，经过努力，自主化份额可超过70%；基本具备国内加工、制造百万千瓦级压水堆核电机组的大部分核岛设备和常规岛主设备的条件。在核燃料循环方面，目前已建立了较为完整的供应保障体系，为核电厂安全稳定运行提供了可靠的保障，可以满足目前已投运核电厂的燃料需求。...
310项推荐性国家标准和5项国家标准修改单的公告
压水堆核电厂反应堆首次临界试验 压水堆核电厂反应堆首次临界试验 2023-02-01142GB/T 20632.3-2022 电气用钢纸 第3部分：平板钢纸...
核能技术方向研究及发展路线图
颠覆性技术（到2050年）：实现快堆闭式燃料循环，压水堆与快堆匹配发展，力争建成核聚变示范工程。图1按照压水堆、第四代堆、聚变技术三个领域的技术成熟度给出了核能技术发展路线图。图1 核能技术发展路线图六、结论和建议 （一）主要结论福岛核事故后，美国、欧盟等对境内的核电厂开展了压力测试，我国也开展了核电厂安全大检查，切实吸取事故经验反馈。...