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。
本文由kitgain 贡献ppt文档可能在WAP端浏览体验不佳。
建议您优先选择TXT，或下载源文件到本机查看。
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
ＧＭ 通用柳橱
２７ 期 １ ｏ￣第 ５ ｏ
ｗ ￣ ｔｘｎ ｔ ｗ ．ｊ．ｅ ｙ
维普资讯
鬟 ｉ
证反应堆在正常工况和异常工况下的安全运 行。
ｌ ≯ ０糍 灌 。 躐
黼 醋 镳 逮 瓣
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 ，
维普资讯
。 ０： 懑 ； 撒求 期
心
Ｉ ． ≯ ｕ 薹 ≯
０ 。 囊
。 。 童 庶 潮
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。
核电阀门性能试验过程的质量控制要点
核电阀门性能试验过程的质量控制要点发布时间：2021-06-29T07:16:17.591Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年26期作者：李书元[导读] 本文介绍了核电阀门在性能试验过程中的质量控制要点。
李书元中国核电工程有限公司摘要：本文介绍了核电阀门在性能试验过程中的质量控制要点。
关键词：核电阀门性能试验控制要点为了保证核电阀门启闭、调节等功能满足现场使用的要求，通常要根据现场实际使用的工况，编制满足使用要求的出厂性能试验大纲，规定试验过程要满足的约束条件和试验结果应达到的要求，制造厂必须对核电阀门进行出厂性能试验，当满足试验大纲的要求时，则该阀门是合格品，可以放行出厂。
核电阀门的出厂试验过程是阀门的质量控制重点，为了保证质量，通常在阀门设备制造质量计划审核时，将出厂试验选为H见证点，由监造人员进行现场见证检查，且未经允许时，不许越点进行后面的制造工序。
那么核电阀门的出厂试验的质量控制要点有哪些？一、依据文件应满足要求核电阀门的出厂试验过程的依据文件是出厂性能试验大纲（以下简称大纲）和图纸。
大纲和图纸都应该经过制造厂内部编、审、批合格，且应该提交外部设计部门进行批准后，才能成为可执行文件（CFC版）。
监造人员进行见证前，应检查大纲和图纸的有效性，应为最新、有效版本。
这里应注意，CFC版本都是有效版本，但不一定是最新版本。
应核实依据文件为最新版本，为了避免用错版本，可以要求制造厂核实后提供最新版本或自行到公司协同系统内（SAP）查询、下载。
监造人员还应该检查大纲中的技术参数与图纸的符合性。
如不一致，则应该要求制造厂作出合理解释，或更改后进行相应的升版以保持一致。
监造人员应检查大纲和图纸与技术规格书的符合性。
如技术参数与技术规格书不一致，应要求制造厂作出合理解释，否则，应要求制造厂进行澄清或变更，经过批准后，应将澄清或变更后的结论体现在大纲和图纸中。
绝对不能把批准后的澄清或变更依据作为可执行文件。
如何识别法国标准的核岛阀门
如何识别法国标准的核岛阀门：1．RIN号这些核级阀门，是由十几个供应商提供，虽然类型不同，功能各异，但它们都遵守同一标识和辨认标准，即“国际标识符号”（National Identification Mark）。
1982年出版的《法国核电技术规范文件》规定以3组字母分别代表不同的特征和标准来定则阀门，即就阀门本身而言，相同的RIN号阀门可以互相替代，对于特殊用途和要求的阀门也要用规定的字母来表示。
例如现有一个阀门，它的RIN号为：S J U S W B 0025 FG* S J U S W B为第1组字母，给出了阀门的结构类型，阀体材料，压力等级，密封面材料，和与回路管道的连结方式以及法国核级设备标准RCCM等级的阀门基本信息。
* 0025 为第2组字母，给出了阀门公称通径；* FG 为第3组字母，给出了阀门的特殊要求，如气动，电动，限位开关；等；第3组字母如是空的，既为手动操作；还有些插在RIN号之间的字母，表示有无引漏装置或远距离手动操作。
按照阀门的RIN号，去对《核岛阀门编码代号表》就可以很快把握住了想要得到的信息2．RIN号表：（各组字母的注释）第1组字母的第1个字母----表示阀门类型：a）隔离阀门类：C-有弹性的单闸板阀； P -碟型阀； S -截止阀；K-楔型双闸板阀； M-隔膜阀； W-带楔块平行双闸板阀V-带弹簧平行双闸板阀； T-球型阀b）止回阀门类：N-旋启式止回阀； H-升降式止回阀； O-球芯止回阀；D-膜式止回阀；c）安全释放阀类：E-排向封闭系统的安全阀；L-排向大气的安全阀；F-疏水阀；d）控制阀类：Z-旋转型控制阀； R-线性调节阀； Y-等百分比调节阀；U-针型阀； I-减压阀； Q-背压阀；B碟形控制阀；； A-笼式控制阀； X-特殊控制阀；第1组字母的第2个字母----表示阀体材料：A-非合金钢或低合金钢； C-钢(0.5—25%Cr/0.5%Mo)；K-钢(2.26Cr/0.1%Mo)； M-Z2CN18-10(304L)N- Z2CN17-12(316L);I- Z3CN20-0.9M /Z6CH18-10(304)/ Z6CH19-10NS(304);J-Z3CN19-10M/Z6CH17-12(316)/Z5CH17-12(316)/Z6CH18-12NS(316);H- Z8CNT18-11(321)/ Z8CNNb18-11(347)/ Z8CNDT18-12/ Z8CNDN18-12;X-其他； P-铅； S-塑料； L-黄铜； B-青铜； Y-不锈纲特殊钢；第1组字母的第3个字母----表示阀门压力级别：V—2500磅级； U--1500磅级； T--900磅级； S--600磅级；R--400磅级； P--300磅级； N--150磅级；低压级别C--最高工作压力16 bar (20°C); B--最高工作压力10 bar (20°C);A--最高工作压力6 bar (20°C); X—中间压力级第1组字母的第4个字母----表示阀门密封面材料：阀座密封材料/阀瓣密封材料阀座密封材料/阀瓣密封材料A 同阀体/同阀体B 青铜/青铜C 同阀体/青铜D 同阀体/不锈钢E 同阀体/黄铜F 同阀体/橡胶G 同阀体/钴鉻钨 H 同阀体/四氟J 同阀体/特殊 I 不锈钢/不锈钢K 不锈钢/钴鉻钨 L 黄铜/黄铜M 橡胶/黄铜 N 不锈钢/橡胶O 橡胶/不锈钢 P 钴鉻钨/不锈钢Q 不锈钢/特殊 R 橡胶/同阀体S 钴鉻钨/钴鉻钨 U 钴鉻钨/特殊V 特殊/不锈钢 Z 四氟/不锈钢Y 不锈钢/四氟 X 特殊/特殊W 特殊/钴鉻钨第1组字母的第5个字母----表示阀门与回路管道的连结方式：B—法兰连结 T—螺纹式连结W—承插焊连结 J—法兰和密封焊S—对接焊 X—特殊式连结第1组字母的第6个字母----表示阀门的RCCM等级：A--RCCM（1级）； B--RCCM（2级）； C--RCCM（3级）；I--RCCM（1级/安全壳隔离）； J-- RCCM（2级/安全壳隔离）；F—可靠性（常规阀F1）； G--可靠性（常规阀F2）； H可靠性（常规阀F3）第2组数字----表示阀门的公称通径：0020=DN20； 0050=DN50； 0100=DN100等等第3组字母的第1个字母----表示阀本体的特殊设计：N—缩口（限流）设计； V—带特殊润滑脂的真空用填料涵；W—带液体压力密封的真空用填料涵； R--带引漏管的填料涵；S—带波纹管式阀杆密封； D—非金属弹性材料隔膜；L—金属隔膜； X—其他特征； M—空气和水密封； T—闸板上带稳流孔；第3组字母的第2个字母----表示阀门的特征：P—Y型（3通阀体设计）； K—手动楔形止回阀； A—带电动驱动装置；J—带气动头（自动打开）； F--带气动头（自动关闭）； U—带液动装置（失液自动打开）；G--带液动装置（失液自动关闭）； Z—带旁通回路； H—三通（或多通）阀；O—双阀瓣止回阀； Y—有远距离机械操作装置； G—带限位开关。
核 电 站 阀 门 基 础
核电站阀门基础一．阀门介绍1.阀门基本结构2.核电站阀门分类二．阀门驱动装置1. 手动装置2. 电动驱动器3.气动驱动器三．阀门标识四．附录：1.阀门RIN码栏目2.核级阀门选录阀门在核电站整体中是一个庞大的群体。
它不仅数目巨大，而且种类、规格繁多，分布范围广泛，遍及核电站每一回路、系统。
它无处不在，每个区域，每个房间。
根据大亚湾核电站数据统计，阀门总数超过12000个，阀门种类达到16个生产厂家的30多种类型，口径从DN8~DN1200的多种规格。
这些阀门分布在各个系统回路中，起到非常关键的功用。
安装过程中的系统水压实验和调试，阀门用于联接或隔断回路。
在核电站运行过程中，它用于调节系统介质的压力和流量，还有隔流、分流和改变流向的功能。
卸压阀和安全阀确保各个系统和整个核电站安全运行。
阀门安装进度的快慢和安装质量的好坏，直接影响整个核电站的安装进度和核电站的安全高效运行。
我们只有在充分了解并掌握了各种阀门的属性、结构、构造、技术参数及其工作原理的前提下，才有可能有效地对阀门进行安装、调试、维护、维修等工作。
一阀门介绍1.1阀门基本构造如图1-1所示阀门是核电站最基本、最简单，也是应用最广泛的一种阀门。
其基本构造为：（1）阀芯：阀芯作为阀门的内部结构，当它达到阀座的位置，通过与阀座接触、离脱来对介质进行隔断、放行或控制流量。
阀芯的形状根据厂家的规格和不同的操作系统而不同。
核电站所用的阀门一般阀芯都经锻造和机加工而成。
而在高温、高压系统中的阀门阀芯在锻造过程中，表面被淬硬而且金属镀膜，或者3在阀芯接触表面进行硬质合金处理，使它在高温、高压、强酸等环境中持久、耐磨。
（2）阀座阀座的设计是通过与阀芯的接触密合匹配来进行阀门的各种功能操作。
它的形状根据阀芯的形状而定。
阀座的材质又根据阀芯的材质和阀门所在系统环境而确定。
一般来讲，阀座的饿材质要比阀芯材质硬度略低，因阀门操作时，要通过阀芯挤压阀座使其变形而达到密封的效果。
核电阀门技术要求
核电阀门技术要求核电阀门，由于其使用工况特殊、复杂、恶劣，加之量大面广，故其要求较高。
1．核电阀门工作条件：核电阀门除了其工况环境错综复杂之外，其输送介质的放射性和温度、压力等级的苛刻性也是很特殊的。
核电阀门输送的介质主要为：饱和蒸汽、冷凝水、放射性水蒸汽重水、辐照腐蚀物、放射性介质、稀硫酸和碱液、二氧化碳、钠、氦、油、真空等各种流体介质。
一回路上的大通径阀门工作条件是最复杂的，在现阶段核动力装置上的蒸汽参数比热电厂的蒸汽参数（压力22.5MPa、温度565℃）要低，但核电厂运行条件却复杂得多。
在液态金属冷却剂的快中子反应堆装置上，蒸汽参数为最高（汽轮机前的蒸汽温度为600℃，压力为14.0MPa）。
2．核电阀门常见故障类型在核电站系统中运行的阀门，最常见的故障类型有如下四种：①阀杆泄漏②阀座泄漏③执行机构选配过大和关闭力矩过高引起的密封面损坏④外泄漏3．核电阀门技术要求根据核电阀门运行的实际工况，核电阀门其技术特点和要求比火力发电阀门更高。
核电阀门的技术要求除了阀门常规的技术要求外，还要着重考虑介质中杂质的污染、环境温度、运行温度、环境湿度、放射性、直流电源及电压波动、有关地震和振动条件下稳定性的技术要求、安全等级等等。
①核电阀门的设计a）强度设计核电阀门设计中，强度计算是必不可少的。
除常规的强度计算、有限元分析和抗震计算分析外，对核安全1级的阀门，还要求进行：一次薄膜应力的极限计算、一次薄膜应力＋弯曲应力的极限计算、与回路启——停循环有关的一次加二次应力变化幅度的极限计算、除回路中启——停工况以外的一次加二次应力的变化幅度极限计算、疲劳性能分析。
b）结构设计由于核电系统输送介质大多带有放射性，不允许有任何泄漏，故结构设计中阀门的填料、波纹管、阀座的密封结构设计尤为重要（阀体的形状设计，规定在ASME标准中）。
国外，填料一般采用多重密封结构、Ω环密封结构和填料层之间夹碟簧的填料箱密封结构。
波纹管一般采用组合波纹管密封结构。
核安全级阀门生产
核安全级阀门生产核安全级阀门是一种用于核能领域的关键设备，具有重要的安全功能。
它的主要作用是在核反应堆的运行过程中，对冷却剂、气体和其他流体进行控制，确保核反应堆的安全运行。
核安全级阀门的生产过程需要经过严格的质量管理和控制，以确保其质量和可靠性。
首先，核安全级阀门的生产需要遵守严格的国际标准和规范。
核能领域对设备的要求非常严苛，各种标准和规范对阀门的设计、制造和测试都有详细的要求。
生产厂家必须熟悉并遵守这些标准和规范，以确保阀门能够满足核能领域的需求。
其次，核安全级阀门的材料选择非常重要。
核能领域对阀门材料的要求非常高，材料必须具有良好的化学稳定性、抗辐照性和耐高温性能。
常见的阀门材料包括不锈钢、合金钢、镍基合金等，这些材料能够在核反应堆的高温、高压和辐射环境下保持良好的性能。
生产过程中，需要严格控制每个环节的质量。
从材料采购到产品组装，每个环节都需要进行严格的质量控制。
例如，在材料采购环节，必须对材料进行严格的筛选和测试，确保其符合规定的要求。
在制造过程中，需要对零件的尺寸、形状和表面质量进行严格的检查，以确保最终产品的质量。
此外，核安全级阀门还需要经过严格的性能测试和可靠性评估。
在生产过程中，需要对阀门进行严格的性能测试，以确保其在使用过程中能够正常工作。
这些测试通常包括耐压试验、密封性能测试、流量特性测试等。
同时，阀门还需要进行可靠性评估，以确定其可靠性水平，这对于核能领域的安全至关重要。
最后，核安全级阀门的生产需要严格的文件管理和追溯体系。
为了确保阀门的可追溯性和质量可控性，生产厂家需要建立健全的文件管理系统，详细记录每个阀门的生产过程和质量控制情况。
这样一来，如果出现质量问题或事故，可以通过追溯体系找出问题的原因，并进行相应的处理和改进。
总之，核安全级阀门的生产是一个复杂而严谨的过程，要求生产厂家具备丰富的经验和专业知识。
只有通过严格的质量管理和控制，才能生产出符合核能领域需求的高质量阀门，确保核反应堆的安全运行。
核电站阀门基础知识(最全新)
结构 明杆携式 弹 形式 性 闸 板
明杆平行式 刚 性 双闸 板
暗杆携式
单闸 板
双闸 单闸 板 板
单闸 板
双闸 单闸板 板
2015年1月6日
阀门基础知识
第 20 页
三、阀门型号编制---国标阀门
第四单元：结构型式
2）截止阀 代号 结构 形式 1 直流 式 3 直通 式Z 形 4 角式 5 直流 式 6 7 8 波纹 管 9 三通 式
2015年1月6日
阀门基础知识
第 28 页
三、阀门型号编制---国标阀门
第七单元：阀体材料
代号 Z K Q T C I P R V
阀体 灰铸 可锻 球墨 铜合 碳钢 铬钼 铬镍 铬镍 铬钼 材质 铁 铸铁 铸铁 金 钢 钛钢 钛钢 钒钢 代号 阀体 材质 L 铝合 金 G M Ti 钛材 N 低温 钢 DR 低碳 合金 S 塑料 ІІ 马氏 体合 金钢
带扳手 微 启 式
微启 式
全启 式
2015年1月6日
阀门基础知识
第 23 页
三、阀门型号编制---国标阀门
第四单元：结构型式
5）调节阀 代号 0 结构 回转 形式 1 多级 2 4 升 单 5 降 级 套 筒 式 6 式 多 级 柱塞 式 7 8 9
套筒 柱塞 针形 柱塞 套筒 闸板 式 式 式 式 式 式 Z Z 形 形
2015年1月6日
阀门基础知识
第 36 页
三、阀门型号编制---核级阀门
第一组第4个字母---密封面材料
2015年1月6日
阀门基础知识
第 37 页
三、阀门型号编制---核级阀门
第一组第5个字母---连接方式
2015年1月6日
核电阀门质量控制要点分析
核电阀门质量控制要点分析摘要：核电站当中的核电阀门是对控制流体管路的核心装置。
在核电站中，核电阀门的数量非常多，同时种类也比较丰富。
核电阀门在工作运行的过程中需要始终保持较高的稳定性，这关乎于核电站的安全运行。
因此关于核电站核电阀门的质量控制工作就显得非常重要。
本文主要对核电站阀门质量控制工作的具体要点进行分析，结合核电站实际运行情况，切实解决核电阀门可能会出现的质量安全隐患，提出针对性的优化建议，最终为核电站的安全平稳运行提供相应的保障。
关键词：核电站；阀门；质量控制引言核电阀门是核电站重要的构成部分，其应用主要集中在核电站的核岛、常规岛和核电站辅助设备当中，在整个核电站当中的应用非常广泛，总体的使用数量也非常大，连接整个核电站数百个系统，控制并调节介质的压力、温度、流向及流量，是保障核电站安全稳定运行的重要基础设施。
如果核电阀门在使用过程中出现问题，可能会引发比较严重的安全事故，因此关于核电阀门的质量控制必须要更加严格，核电阀门的主要功能为管路介质的流通控制，同时对介质流动的方向进行控制，因此在质量控制的过程中，还要结合核电阀门的工作性质，在保障核电能源高效利用的基础之上，合理开展质量控制工作。
下文中笔者将对核电阀门的质量控制要点进行展开分析论述。
一．我国核电阀门制造生产的实际状况分析核电阀门主要分为四个安全等级，涵盖非核级、III级、II级和I级，I级为最高安全等级。
关于核电阀门的相关研究，从20世纪60年代年开始，我国已经走过了八十多年的研究发展历程，具备一定的核电阀门设计与生产经验。
现阶段，我国有近20家企业具备核电阀门的生产资质，可以独立完成核电阀门的设计与生产，这为我国核电站的发展与建设提供了强大的基础设施保障。
在当前核电事业快速发展的情况下，我国在核电阀门的生产与制造层面取得了显著的成就。
但是与国外发达国家相比，我国核电阀门的生产制造能力还有待提升，尤其在调节阀门和先导式安全阀门的生产制造上依然严重依赖进口，生产与制造能力明显不足。
核电阀门设计规范的应用及分析
文章编号:100225855(2005)0320018204作者简介:李军业(1974-),男,湖南隆回人,工程师,从事阀门设计工作。
核电阀门设计规范的应用及分析李军业,蒋 琦(中核苏阀科技实业股份有限公司,江苏 苏州 215001) 摘要 论述了按ASM E BPVC 2Ⅲ规范进行核电阀门设计时应注意的问题,如最小壁厚计算、应力计算与抗震分析、许用应力的选取和无损检测要求等,并就规范没有明确规定的内容提出了可行的解决方案。
关键词 核电阀门;设计;应力分析;许用应力;无损检测 中图分类号:TH 134 文献标识码:ADesign of nuclear pow er valvesL I jun 2ye ,J IAN G Qi(SU FA Technology Industry Co.,NC ,Suzhou 215001,China )Abstract :Briefly introducing some aspect e.g.the calculation of the minimum body wall thickness ,the stress calculation and anti 2earthquake analysis ,the selection of allowable stress and the require 2ments of no 2destruction examination etc.during the design of nuclear valves per ASM E BPVC 2Ⅲ,and expressed personnel opinions on some aspects that are not clearly defined in the specification.K ey w ords :nuclear valves ;design ;stress analysis ;allowable stress ;NDE requirements 1 引言美国ASM E 锅炉和压力容器规范第Ⅲ卷(ASM E BPVC 2Ⅲ)核动力装置部分包含了核电阀门的设计规定,其中NB 23500、NC 23500、ND 23500规定了核电阀门的设计规范,NB 、NC 和ND分卷分别针对一级、二级和三级设备。
核电阀门的知识简介
核电阀门的知识简介一、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，用来做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）。
核二级手动截止阀的抗震分析
书山有路勤为径，学海无涯苦作舟
核二级手动截止阀的抗震分析
1、概述在核电站各系统中，承担、支持核电厂基本安全功能或具有防止、缓解事故功能的阀门被定为核安全级阀门。
根据国家核安全法规，核安全
级阀门在抗震分类中均应列为抗震Ⅰ类，采用SL-2 地震载荷( 极限安全地震载荷) 进行设计和论证。
在核级阀门抗震设计过程中，需要对地震载荷下阀门结构进行详细的应
力分析和评价，校核其压力边界的完整性。
通常采用的根据规范中的标准算
法、阀门主要设计参数安全等级核二级，公称通径( mm) 10；设计压力( MPa) 18；设计温度( ℃) 350；主要材料A182 F321；质量( kg) 2. 45；外形尺寸( mm) 140 乘以60 乘以200
3、载荷组合及评定准则分析中所考虑的载荷主要包括内压、自重接管载
荷和地震载荷。
(1) 内压
内压作用于阀体、阀体连接件和阀盖内表面上。
同时，在阀盖与阀杆螺
母相连接的螺纹面上沿阀杆轴向施加内压对阀杆产生的力载荷。
(2) 自重
阀内的介质和附加结构的质量等效到阀体、阀体连接件和阀盖上。
(3) 接管载荷
在阀体进口端面施加固定约束，在阀体出口螺纹面施加管口载荷。
(4) 地震载荷
分为运行基准地震(OBE) 和安全停堆地震(SSE) 。
对于安装在管道上的
阀门，SSE 加速度反应谱的峰值加速度为4.5g，OBE 取SSE 的1 /2。
根据。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
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。
本文由kitgain贡献
ppt文档可能在WAP端浏览体验不佳。
建议您优先选择TXT，或下载源文件到本机查看。
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。