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GB/T 41157.3-2022 核电厂用紧固件 第3部分:不锈钢螺栓、螺钉和螺柱 现行 发布日期 :  2022-03-09 实施日期 :  2022-10-01

本文件规定了压水堆核电厂用1、2、3级不锈钢螺栓、螺钉和螺柱(以下简称1、2、3级不锈钢螺栓、螺钉和螺柱)的技术要求、试验方法和检查的适用性、在室温和高温下的试验方法和标志与包装。
注1: 产品尺寸按相应产品标准或图纸规定。
本文件适用于1、2、3级不锈钢螺栓、螺钉和螺柱:
a) 由奥氏体不锈钢(固溶状态和冷作硬化状态)、马氏体不锈钢或沉淀硬化不锈钢制造的;
b) 符合GB/T 192和GB/T 196规定的普通螺纹;
c) 粗牙螺纹M5~M64,细牙螺纹M8×1~M64×4;
d) 符合GB/T 193规定的直径与螺距组合;
e) 符合GB/T 197、GB/T 9145规定的公差。
本文件不适用于紧定螺钉及类似的不受拉力的螺纹紧固件(见GB/T 3098.3)。
本文件未规定以下性能要求:
——可焊接性;
——耐腐蚀性;
——耐剪切应力;
——扭矩夹紧力性能;
——耐疲劳性。
其他堆型核电厂用1、2、3级不锈钢螺栓、螺钉和螺柱也可参考使用本文件。
注2: 按本文件生产的紧固件适用的最高使用温度为370 ℃。当使用温度超过370 ℃,建议使用者向有关方面专家咨询。

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GB/T 42142-2022 压水堆核电厂辅助系统及二回路系统辐射源项分析准则 现行 发布日期 :  2022-12-30 实施日期 :  2023-07-01

本文件规定了压水堆核电厂在正常运行工况下,辅助系统及二回路系统辐射源项分析遵循的方法和假设条件。本文件适用于压水堆核电厂在正常运行工况下,辅助系统及二回路系统辐射源项的分析。

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GB/T 16702.1-2025 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第1部分:总则 现行 发布日期 :  2025-02-28 实施日期 :  2025-02-28

本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备设计总体要求。
本文件适用于压水堆核电厂核岛机械设备(承压设备及其支承、堆内构件)的设计。

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GB/T 41157.1-2022 核电厂用紧固件 第1部分:合金钢螺栓、螺钉和螺柱 现行 发布日期 :  2022-03-09 实施日期 :  2022-10-01

本文件规定了压水堆核电厂用1、2、3级合金钢螺栓、螺钉和螺柱(以下简称1、2、3级螺栓、螺钉和螺柱)的技术要求、试验方法和检查的适用性、在室温和高温下的试验方法和标志与包装。
注1: 产品尺寸按相应产品标准或图纸规定。
本文件适用于1、2、3级螺栓、螺钉和螺柱:
a) 由合金钢制造的;
b) 符合GB/T 192和GB/T 196规定的普通螺纹;
c) 粗牙螺纹M5~M64,细牙螺纹M8×1~M64×4;
d) 符合GB/T 193规定的直径与螺距组合;
e) 符合GB/T 197、GB/T 9145规定的公差。
本文件不适用于紧定螺钉及类似的不受拉力的螺纹紧固件(见GB/T 3098.3)。
本文件未规定以下性能要求:
——可焊接性;
——耐腐蚀性;
——耐剪切应力;
——扭矩夹紧力性能;
——耐疲劳性。
其他堆型核电厂用1、2、3级合金钢螺栓、螺钉和螺柱也可参考使用本文件。
注2: 按本文件生产的紧固件适用的最高使用温度为370 ℃。当使用温度超过370 ℃,建议使用者向有关方面专家咨询。

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GB/T 17680的本部分规定了核电厂发生或可能发生的放射性物质向环境释放的事故时所采用的辐射剂量评价(简称剂量评价)准则。 本部分适用于核电厂事故所致的场外辐射剂量的评价,包括预期评价和后续评价。

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GB/T 17680的本部分规定了核电厂核事故应急练习与演习的计划、准备、实施与评估准则;除特别说明者以外,本部分所规定的各项准则同时适用于演习与练习。 本部分适用于核电厂营运单位核应急组织(以下简称场内应急组织)的应急练习与演习;核电厂所在地的省级核应急组织(以下简称场外应急组织)的应急练习与演习可参照执行。

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本文件规定了压水堆核电厂核岛机械中设备支承的材料、设计、制造、检验和标准支承件等要求。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025中规定的设备支承及其零部件。

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本文件规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统(RCS)设备和管道保温层设计的基本要求。
本文件适用于压水堆核电厂RCS设备和管道的金属保温层和非金属保温层,其他堆型参考执行。

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本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中小型设备的材料、设计、制造、检验等要求,描述了相关试验。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025中规定的小型设备的设计。

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GB/T 16702.4-2025 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第4部分:3级设备 现行 发布日期 :  2025-02-28 实施日期 :  2025-02-28

本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中3级设备的材料、设计、制造、检验、试验及超压保护的要求。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025规定的压水堆核电厂3级承压设备及其零部件。

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本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中堆内构件的材料、设计、制造及检验等要求。
本文件适用于堆内构件及其零部件的设计。

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本标准规定了核电厂反应堆堆芯和主冷却剂回路内的温度测量装置的特性、设计、制造以及测试方法。
本标准适用于压水堆核电厂反应堆堆芯和主冷却剂回路中使用的温度计,包括热电偶和电阻温度计(RTD)。其他堆型核电厂可参考本标准执行。

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GB/T 16702.2-2025 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第2部分:1级设备 现行 发布日期 :  2025-02-28 实施日期 :  2025-02-28

本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中1级承压设备的材料、设计、制造、检验及超压保护等要求,描述了相应的试验。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025中第5章规定的1级承压设备及其零部件的设计。

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