ASME NQA-1-2017
核设施应用的质量保证要求

Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications

2019-01

哪些标准引用了ASME NQA-1-2017

 

ASTM C776-17(2022) 轻水反应堆用烧结二氧化铀芯块标准规范ASTM C1334-05(2022) 转换成核级二氧化铀之前溶解用含5%以下235U的氧化铀的标准规范ASTM C757-16(2021) 轻水反应堆用核级二氧化钚粉末的标准规范ASTM C753-16a(2021) 核级可烧结二氧化铀粉末标准规范ASTM C1068-21 核工业实验室测量方法鉴定的标准指南ASTM C1009-21 核工业化学分析实验室制订质量保证计划的标准指南ASTM C992-20a 池环境中核燃料贮存架用硼基中子吸收材料系统的标准规范ASTM C996-20 235U低于5％的浓缩六氟化铀标准规格ASTM C888-18 核级氧化钆（Gd2O3）粉末的标准规范ASTM C752-18 核级银铟镉合金标准规范DIN EN 62765-1:2018 核电厂.具有安全重要性的仪表和控制.传感器和变送器的老化管理.第1部分:压力变送器(IEC 62765-1-2015);德文版本EN 62765-1-2017ASTM C833-17 用于轻水反应堆的烧结（铀 - 钚）二氧化物颗粒的标准规范ASTM C992-16 池环境中核燃料贮存架使用硼基中子吸收材料系统的标准规格ASTM C757-16e1 核纯级可烧结的二氧化钚粉末的规格ASTM C753-16a 核级可烧结二氧化铀粉末的标准规格ASTM C708-16 核级氧化铍粉末的标准规格BS IEC 62765-1:2015 核电厂. 具有安全重要性的仪表和控制. 传感器和变送器的老化管理. 压力变送器ASTM C1068-15 采用核工业范围内的实验室进行测量方法资格评定的标准指南ASTM C996-15 235 U低于5 %的浓缩六氟化铀的标准规格ASTM C1009-13a 建立和维护核工业分析实验室质量保证计划的标准指南ASTM C1334-05(2016)e1 转换为核级二氧化铀前分解用235 U含量低于5%的氧化铀的标准规格ASTM A826/A826M-95 液态金属冷却反应堆堆芯部件用奥氏体和马氏体不锈钢无缝管的标准规范ASTM C1062-00(2014) 核燃料溶解设施的设计, 制造和安装标准指南ASTM C833-23 轻水反应堆用烧结（铀-钚）二氧化物球团的标准规范（标准 + 红线 PDF 包）ASTM C1062-23 核燃料溶解设施的设计、制造和安装标准指南（标准 + 红线 PDF 包）
标准号
ASME NQA-1-2017
发布
2017年
发布单位
美国机械工程师协会
替代标准
ASME NQA-1-2019
当前最新
ASME NQA-1-2022
 
 

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