NB/T 20167-2012
压水堆核电厂隔离阀鉴定规程

Qualification procedure for isolation valve of pressurized water reactor nuclear power plants

NBT20167-2012, NB20167-2012


标准号
NB/T 20167-2012
别名
NBT20167-2012, NB20167-2012
发布
2012年
发布单位
行业标准-能源
当前最新
NB/T 20167-2012
 
 
引用标准
GB/T 21465 GB/T 2421.1-2008 GB/T 2423.10-2008 GB/T 2423.2-2008 GB/T 2423.4-2008 JB/T 5296 NB/T 20010.9 NB/T 20036.2 NB/T 20036.6
适用范围
本标准规定了用试验法进行压水堆核电厂中执行安全功能的能动隔离阀(特指闸阀和截止阀)的鉴定试验项目、试验方法、试验条件和验收准则。阀门电动装置及控制回路附件应采用已经过其他标准鉴定合格的产品,不在本标准范围内。本标准适用于安装在压水堆核电厂内,经受正常工况、异常工况和事故工况的影响量后,要求保持性能的隔离阀的鉴定,其中包括电动隔离阀和气动隔离阀。

NB/T 20167-2012相似标准


推荐

CAP1400首台DN450爆破试验成功

   近日,“大型先进及高温气冷核电站”国家科技重大专项CAP1400示范工程使用的DN450爆破顺利完成热态开启试验。  本次试验标志着CAP系列爆破顺利通过全部鉴定,自主化研制取得圆满成功。   爆破是非能动核电站执行安全功能的关键设备,应用于反应冷却剂系统和非能动芯冷却系统中,其在核电厂正常运行时保证零泄漏,在事故工况下快速可靠开启。  ...

我国核电站的技术过硬吗?

核电厂全厂失电时的处理措施  Q:我国的核电站起步晚,技术上可靠吗?如果发生像福岛第一核电站全厂停电那样的情况怎么办?  A:福岛第一核电站建造于上世纪60年代,采用沸水技术。中广核集团在运、在建的核电机组均采用改进型核电技术,其安全性在近几十年中得到了持续的改进,具有安全性高、技术先进可靠成熟等特点,全世界共发展了70余台同类机组,具有1000多年的同类型核电机组运行经验。...

核电重大专项“CAP1400关键设计技术研究”课题通过验收

   2017年12月14日,“大型先进及高温气冷核电站”国家科技重大专项“CAP1400关键设计技术研究”课题顺利通过验收。科技部重大专项办公室、国家能源局核电司、中国核电发展中心、上海核工程研究设计院、国家电力投资集团公司以及课题参与单位相关代表等100余人参加验收会议。   “CAP1400关键设计技术研究”课题的研究内容基本覆盖了除关键设备设计外的核电厂工程设计全部领域。...

核电:不该被误解的清洁能源

目前,具有代表性的第三代核电技术大致有6种型。分别是美国西屋电气公司的先进非能动压(AP1000)、法国阿海珐公司的欧洲(EPR)、美国通用电气公司的先进沸水(ABWR)和经济简化型沸水(ESBWR)、日本三菱公司的先进(APWR)和韩国电力工程公司的韩国先进(APR1400)。我国自主设计的CAP1400和“华龙一号”也是三代核电技术。  ...


NB/T 20167-2012 中可能用到的仪器设备





Copyright ©2007-2022 ANTPEDIA, All Rights Reserved
京ICP备07018254号 京公网安备1101085018 电信与信息服务业务经营许可证:京ICP证110310号