rccm壓水堆核島機械設備設計和建造規則法語

㈠ 核電廠設計基準事故對環境釋放是地面源嗎·

核能電站，簡稱核電站，是指利用若干核反應堆中核燃料裂變所放出的熱能來發電，或者發電兼供熱的動力設施。以核能發電為主的發電廠稱為核能發電廠。目前，世界上核電站常用的反應堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和改進型氣冷堆以及快堆等。外部腐蝕環境核電站大都處於海濱或河濱，鋼筋混凝土及鋼結構長期受到海河大氣及酸、鹼、鹽等化學介質的腐蝕；同時，核反應堆中的放射性元素也極易對人體造成傷害。因此，核電建築、核電設施需要嚴格的防輻射保護，以及有效的防腐保護。針對核電建築和設備的不同部位及其所處環境，該章節主要介紹壓水堆核電站的相關防腐的設計。核電站防護塗層簡介根據核電站廠房功能和分布區域，壓水堆核電站可劃分為核島、常規島、輔助系統三部分；其中常規島和輔助系統統稱為常規島。為此對應，核電塗料分為核電專用塗料和核電常規塗料（見下圖）。砼質壓力管道內壁防腐防護塗層配套體系核級專用塗層是指能滿足核電站所特有的環境條件、技術要求的塗層體系。核電站塗層主要有以下幾種類型：·輻射控制區塗層輻射控制區塗層是指除安全殼的輻射控制區之外的核電站其餘設備及構築物表面塗層。主要應用於構築物包括電氣廠房、連接廠房、應急柴油機廠房等。·安全殼內塗層安全殼內塗層，包括安全殼內全部設備以及構築物表面的塗層體系。核級防護塗料主要應用於設備包括有反應堆容器、蒸發器、穩壓器、安注箱、硼注箱、堆內構件與驅動機構，主泵、核島裡面的主管道等；構築物包括反應堆廠房、核輔助廠房、核燃料廠房與換料水池等。輻射控制區外的安全設備塗層輻射控制區外安全設備塗層是指非輻射控制區的主要核安全相關設備、構築物表面的塗層。主要包括：海水冷卻系統設備、強制通風和通水管道或溝槽，核級儲罐內、外部塗層，高架煙囪或設施，氣機主油箱及應急柴油機油箱內部塗層等。核電常規塗料核電常規塗料應用於包括核電站非輻射控制區內，除核安全設備內外表面塗層以外的全部設備及構築物塗層，技術要求與其它工業領域同等環境條件下塗層技術指標基本一致。防核輻射塗層設計標准和依據砼質壓力管道內壁防腐防護塗層配套體系表-1核電用常規防腐蝕塗層性能試驗相關標准序號標准號名稱1GB/T5210-2006色漆和清漆拉開法附著力實驗2GB/T1865-1997色漆和清漆人工氣候老化和人工輻射暴露（濾過的疝弧輻射）3GB/T1771-1991色漆和清漆耐中性鹽霧性能測定4GB/T1766-1995色漆和清漆塗層老化的評級方法5GB/T1735-1979（1989）漆膜耐熱性測定法6GB/T6751-86色漆和清漆揮發物和不揮發物的測定7GB/T1768-1979（1989）漆膜耐磨性測定法核級塗料與核級專用塗層適用法規和標准核級專用塗層應用由上層文件、標准、執行文件三部分組成。世界范圍內主要由美國和法國兩套體系。美國體系由上層文件NRC1.54+ASTM標准+執行程序組成；法國體系由RCCMF5300+NF標准+可執行文件。中國核級專用塗層標准以秦山一期、秦山二期塗層技術的成功應用為前提，提出核電專用塗層的EJ標准，見表-2。表-2核電站塗層適用EJ標准序號標准號名稱1EJ413-198930萬千瓦核電廠管道系統標色規定2EJ419-198930萬千瓦核電廠二級泵、三級泵塗裝工藝技術條件3EJ453-198930萬千瓦核電廠安全二級、三級壓力容器油漆、包裝和運輸條件4EJ492-198930萬千瓦核電廠核設施防護塗層質量保證5EJ/T508-198930萬千瓦核電廠防護塗層規范6EJ/T509-198930萬千瓦核電廠安全殼內設施、設備防護塗層7EJ/T1086-1998壓水堆核電廠用塗料漆膜在模擬設計基準事故條件下評價試驗方法8EJ/T1087-1998壓水堆核電廠用塗料漆膜耐化學介質的測定9EJ/T1111-2000壓水堆核電廠用塗料漆膜受y射線輻照影響的試驗方法10EJ/T1112-2000壓水堆核電廠用塗料漆膜可去污性的性能、測定11RCCM-200壓水堆核島機械設備設計和建造規則12HAD102/06核電廠反應堆安全殼系統的設計核級專用塗料，除了滿足防腐蝕和美觀裝飾的要求外，還必須具備易於去除放射性沾污、耐輻照和在事故條件（LOCA）下保持穩定的特殊性能。這些特殊性能對於保障核電站安全，防止放射性污染，保證人員安全是非常重要的。RCCMF5300塗漆中規定，安全殼內塗層系統必須進行去污、輻照、LOCA三項核性能評定試驗。核級專用塗層性能試驗相關標准見表-2，表內試驗項目的中國EJ標准等同於NF（法國），ASTM（美國）標准。表-3核級專用塗層性能試驗相關標准試驗項目NF（法國）ASTM（美國）EJ（中國）其它輻照試驗NFT30-903ASTMD4082EJ/T1111-2000----去污試驗NFT30-901----EJ/T1112-2000ISO8690-1993LOCA試驗NFT30-900ASTMD3911EJ/T1086-1998----參考資料：

㈡ 請教：管道型號SCH160S 1」 RCCM1中的字母和數字各有什麼含義

是ASME B36 19中的關於管道尺寸的，SCH是NPS單位制的管道壁厚，4" SCH160S，4"代表外徑，SCH160S代表壁厚，需要按標准對照相應的尺寸。1代表RCC-M等級為1級的管道。

㈢ 核電站安全閥鑒定試驗如何進行

兩種核電站主蒸汽安全閥對比分析
http://www.doc88.com/p-677853951687.html

核電閥門是核電站中量大面廣的水壓設備，它連接整個核電站的300餘個系統，是核電站安全運行的關鍵附件。據相關資料統計，全世界現有核電機組500餘座，總裝機容量達4億KW以上，其反應堆類型主要有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、石墨堆（LGR）、快中子堆（FBR）、高溫氣冷堆（HTGR）、重水堆（PHWR）。其中，壓水堆占整個堆型的50%以上。
隨著我國國民經濟的持續快速發展，對我國能源行業提出了非常緊迫的要求。目前，從保證我國的能源安全、優化能源結構、支持國民經濟可持續發展等多方面迫切需要出發，我國已制訂立足於火電，大力發展水電，適度開發新型能源的政策，如核電和風力發電等。我國核電的建設正從試驗性、補償性調整為向戰略性和進取性的發展。這對於我國的核電事業是一個極好的發展機會，而核電站閥門的巨大需求則給國內外閥門生產廠商帶來了廣闊的市場前景。
上篇：核電閥門基礎原理技術
一、核電閥門概況：
核電閥門是指在核電站中核島N1、常規島CI和電站輔助設施BOP系統中使用的閥門。從安全級別上分為核安全Ⅰ級、Ⅱ級、Ⅲ級、非核級。其中核安全Ⅰ 級要求最高。核電閥門在核電站中是使用數量較多的介質輸送控制設備，是核電站安全運行中的必不可少的重要組成部分。據統計一座具有兩台100萬KW機組的核電站有各類閥門3萬台。
二、核電閥門工作條件：
核電閥門，由於其使用工況特殊、復雜、惡劣，加之量大面廣，故其要求較高。
核電閥門除了其工況環境錯綜復雜之外，其輸送介質的放射性和溫度、壓力等級的苛刻性也是很特殊的。
核電閥門輸送的介質主要為：飽和蒸汽、冷凝水、放射性水蒸汽重水、輻照腐蝕物、放射性介質、稀硫酸和鹼液、二氧化碳、鈉、氦、油、真空等各種流體介質。
一迴路上的大通徑閥門工作條件是最復雜的，在現階段核動力裝置上的蒸汽參數比熱電廠的蒸汽參數（壓力22.5MPa、溫度565℃）要低，但核電廠運行條件卻復雜得多。在液態金屬冷卻劑的快中子反應堆裝置上，蒸汽參數為最高（汽輪機前的蒸汽溫度為600℃，壓力為14.0MPa）。
三、核電閥門的具體類型及參數
核電用閥門比常規的大型火力發電站用閥門其技術特點和要求要高。閥類一般有閘閥、截止閥、止回閥、蝶閥、安全閥、主蒸汽隔離閥、球閥、隔膜閥、減壓閥和控制閥等；具有代表性閥門的最高技術參數為：最大口徑DN1200mm(核3級的蝶閥)、DN800mm(核2級的主蒸汽隔離閥)、DN350mm(核1級的主迴路閘閥)；最高壓力：約1500磅級；最高溫度：約350℃；介質：冷卻劑(硼化水)等。生產核級閥門產品規定要求：通常按核行業標准EJ、美國ASME、IEEE標准及法國壓水堆核島機械設備設計和建造規則RCC-M等。
核電用閥發展的具體類型、參數如下：
1、核電用無填料函的閘閥：
（1）液壓驅動閘閥。該閥藉助自身壓力水推動活塞開啟或關閉，該閥公稱通徑：DN350、400mm；工作壓力：PN17.5MPa；工作溫度：315℃。
（2）全封閉型電動閘閥。該閥應採用特製的屏閉式電機，通過浸水工作的內行星減速機構使閘板作啟閉運動。該閥公稱通徑：DN100~800mm；工作壓力：PN2.5~45.0MPa；工作溫度：200~500℃。
2、核電用截止閥：
核電用截止閥，即用於輔助管路上的截止閥。
該閥通常為三種結構，即填料式截止閥、波紋管式截止閥和金屬膜片式截止閥。該閥介質為中等參數(中溫、中壓)的水和蒸汽；公稱通徑：DN10~150mm。
3、核電用蝶閥：
用於冷卻系統和安全殼內輸送空氣介質的系統中的蝶閥。該閥通常為三種結構，即同軸直連式襯膠蝶閥、偏心式金屬密封蝶閥和雙動式(蝶板在回轉前先脫開密封面再回轉)金屬密封蝶閥。該閥公稱通徑：DN≤2500mm；工作壓力：PN＜4.0MPa；工作溫度：100~150℃。此外，用於風道系統中的快速關閉蝶閥，其公稱通徑：DN400~1200mm也列為發展的方向。
4、核電用帶探測器的先導式安全閥：
用於核島系統中的帶探測器的先導式安全閥。採用帶探測器的先導式安全閥，可以根據壓力與彈簧力平衡的敏感關系，來改變位置控制釋放和加充介質的兩個觸點的原理，從結構上避免卡阻問題。該閥採用正作用式帶彈簧預緊和波紋管密封的閥瓣結構，可以保證可靠的密封。該閥公稱通徑：DN600mm；工作壓力：PN1.265MPa。
5、核電用止回閥型隔離閥：
用於蒸汽系統的止回閥型隔離閥，其結構形狀類似於升降式止回閥。該閥公稱通徑：DN64~800mm(21/2in~30in)；工作壓力：PN1.0~42.0MPa(Class600~2500)；工作溫度：-29~1050℃。
6、核電用主蒸汽隔離閥：
核島和常規島用主蒸汽隔離閥、主給水閥門，其公稱通徑：DN800mm；公稱壓力：40.0MPa；溫度700℃；
7、核電用隔膜閥：
主要用於核電站核島系統中放射性水蒸氣重水，公稱通徑DN8 ~500mm。
該閥在核島系統中約占所用閥門總數的26.2%。
8、核電用球閥：
公稱通徑DN6 ~350mm；公稱壓力PN1.0~14.5MPa ；工作溫度T-196~500℃。該閥在核島系統中約占所用閥門總數的12.8%。
9、核電用分相閥：
在核動力裝置的分相閥中，主要使用的是蒸汽疏水閥，主要用來自動地排除蒸汽管道內的凝結水，通常用敞口向上浮子式蒸汽疏水閥，熱動力型圓盤式蒸汽疏水閥和熱靜力型雙金屬片式蒸汽疏水閥。
核電站用疏水閥技術參數范圍：公稱通徑DN25~50mm；公稱壓力PN6.3~15MPa 。
10、核電用安全閥：
在核電廠的一迴路上，安全閥一般安裝在容積補償器上，除了一迴路的主安全閥外，在冷水反應堆的每個環路被封閉的部分，還安裝了通徑較小的附加安全閥。
核電廠主要應用：直接作用式安全閥（全啟式和微啟式），先導安全閥（公稱通徑DN600mm，動作壓力為1.265MPa），帶輔助裝置的先導安全閥，防爆膜裝置等。
核電站用安全閥技術參數范圍：公稱通徑DN15~1500mm；公稱壓力PN2.0~70MPa ；工作溫度T-253~535℃。
11、核電用調節閥：
為了保證核動力裝置的自動化，要求使用大量的調節，主要功能是以一定的精度保持流量、壓力、溫度、水位等這樣一些規定被調節的參數。
調節閥按操縱方式可分為：由外部能源（氣動、液動或電動）來操縱的調節閥；靠工作介質本身而無外部能源操縱的調節閥；手動調節閥；直接作用式調節器。按調節介質流量的方式分：單座和雙座調節閥、調節閘閥、球形調節閥和蝶形調節閥。在核電廠應用最廣的是雙座和單座調節閥。
核電站用調節閥技術參數范圍：公稱通徑DN1.5~500mm；公稱壓力PN4.1~68.8MPa ；工作溫度T538℃
此外，滿足地震要求的安全閥、核燃料提取用的軟硬密封高真空電磁閥、上裝式核電球閥也是急需開發的核電閥門。
四、核電閥門常見故障類型
在核電站系統中運行的閥門，最常見的故障類型有如下四種：
① 閥桿泄漏
② 閥座泄漏
③ 執行機構選配過大和關閉力矩過高引起的密封面損壞
④ 外泄漏
五、核電閥門其他技術要求
根據核電閥門運行的實際工況，核電閥門其技術特點和要求比火力發電閥門更高。核電閥門的技術要求除了閥門常規的技術要求外，還要著重考慮介質中雜質的污染、環境溫度、運行溫度、環境濕度、放射性、直流電源及電壓波動、有關地震和振動條件下穩定性的技術要求、安全等級等等。
1、核電閥門的設計
（1）強度設計
核電閥門設計中，強度計算是必不可少的。除常規的強度計算、有限元分析和抗震計算分析外，對核安全1級的閥門，還要求進行：一次薄膜應力的極限計算、一次薄膜應力＋彎曲應力的極限計算、與迴路啟——停循環有關的一次加二次應力變化幅度的極限計算、除迴路中啟——停工況以外的一次加二次應力的變化幅度極限計算、疲勞性能分析。
（2）結構設計
由於核電系統輸送介質大多帶有放射性，不允許有任何泄漏，故結構設計中閥門的填料、波紋管、閥座的密封結構設計尤為重要（閥體的形狀設計，規定在ASME標准中）。
國外，填料一般採用多重密封結構、Ω環密封結構和填料層之間夾碟簧的填料箱密封結構。波紋管一般採用組合波紋管密封結構。對重要的高壓閥門，閥座採用鍛造結構。此外，閥體與管道的連接採用對接或承插焊接結構。
2、核電閥門的材料
核電閥門的材料必須具有良好的耐腐蝕、抗輻照、抗沖擊和抗晶間腐蝕。一般情況下：
（1）承壓零件必須採用ASME BPVC-Ⅱ-D-1的材料要求；
（2）閥桿和承壓螺栓常採用沉澱硬化鋼製造；
（3）填料多用石墨纖維、純石棉或膨脹石墨。
3、核電閥門驅動裝置
核電閥門驅動裝置的性能和質量非常重要和關鍵，必須具有安全操作的可靠性，同時，應能承受溫度、壓力、濕度、輻照、地震破壞、化學污染及所供電源變化的最大值，而且必須在發生失水故障的情況下，仍能在規定的期限內工作（一般標准為14天）。
此外，除了驅動裝置的電動部件要求用O形密封圈將其與外部環境密封隔離之外，驅動裝置的設計者還應考慮核電工況用高壓閥門的快速操作問題。
4、核電閥門的試驗與檢驗
（1）核電閥門需進行常規的水壓試驗——殼體試驗、閥瓣強度試驗、上密封試驗、閥座密封試驗、填料密封試驗；
（2）對帶有執行機構，如電動、氣動閥進行抗震試驗；
（3）對所有操作形式的閥門進行靜壓壽命試驗；
（4）對一迴路的重要閥門還必須經過冷態、熱態和LOCA事故（即失水事故）的試驗。（美國的ASME、日本的JEM等標准，對上述試驗及檢驗作了詳細描述，並提供了評定標准。）

㈣ 我是學自動化焊接的，畢業應該去什麼樣的公司

可以去焊接設備製造企業，也可以去搞焊接設備的銷售。
如果你要從事焊接操作以及工藝的話，那一般來說，要麼做鋼結構，要麼去鍋爐廠，要麼去重工和機械行業，要麼就去船廠。
不過要搞焊接工藝的話，你最好多學習一下相關的標准。
中國的各行業的焊接標准太多了。
承壓設備：NBT 47014-2011 承壓設備用焊接工藝評定（JBT4708-2011）
石油行業：SHT 3523-2009 石油化工鉻鎳不銹鋼、鐵鎳合金和_鎳合金焊接規程，SYT 4103-2006 鋼質管道焊接及驗收
核電常規島：DLT 1117-2009 核電廠常規島焊接工藝評定規程
核電：RCC-M以及國內的GBT 16702-1996 壓水堆核電廠核島機械設備設計規范
電力行業：DLT 869-2012 火力發電廠焊接技術規程
美國的：ASMEIX
歐洲的：EN ISO 15614
等等

㈤ 核電機塗裝時注意哪些安全

核能電站，簡稱核電站，是指利用若干核反應堆中核燃料裂變所放出的熱能來發電，或者發電兼供熱的動力設施。以核能發電為主的發電廠稱為核能發電廠。

目前，世界上核電站常用的反應堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和改進型氣冷堆以及快堆等。

外部腐蝕環境
核電站大都處於海濱或河濱，鋼筋混凝土及鋼結構長期受到海河大氣及酸、鹼、鹽等化學介質的腐蝕；同時，核反應堆中的放射性元素也極易對人體造成傷害。因此，核電建築、核電設施需要嚴格的防輻射保護，以及有效的防腐保護。
針對核電建築和設備的不同部位及其所處環境，該章節主要介紹壓水堆核電站的相關防腐的設計。
核電站防護塗層簡介
根據核電站廠房功能和分布區域，壓水堆核電站可劃分為核島、常規島、輔助系統三部分；其中常規島和輔助系統統稱為常規島。為此對應，核電塗料分為核電專用塗料和核電常規塗料（見下圖）。

砼質壓力管道內壁防腐防護塗層配套體系
核級專用塗層是指能滿足核電站所特有的環境條件、技術要求的塗層體系。核電站塗層主要有以下幾種類型：
·輻射控制區塗層
輻射控制區塗層是指除安全殼的輻射控制區之外的核電站其餘設備及構築物表面塗層。主要應用於構築物包括電氣廠房、連接廠房、應急柴油機廠房等。
·安全殼內塗層
安全殼內塗層，包括安全殼內全部設備以及構築物表面的塗層體系。核級防護塗料主要應用於設備包括有反應堆容器、蒸發器、穩壓器、安注箱、硼注箱、堆內構件與驅動機構，主泵、核島裡面的主管道等；構築物包括反應堆廠房、核輔助廠房、核燃料廠房與換料水池等。

輻射控制區外的安全設備塗層
輻射控制區外安全設備塗層是指非輻射控制區的主要核安全相關設備、構築物表面的塗層。主要包括：海水冷卻系統設備、強制通風和通水管道或溝槽，核級儲罐內、外部塗層，高架煙囪或設施，氣機主油箱及應急柴油機油箱內部塗層等。

核電常規塗料
核電常規塗料應用於包括核電站非輻射控制區內，除核安全設備內外表面塗層以外的全部設備及構築物塗層，技術要求與其它工業領域同等環境條件下塗層技術指標基本一致。

防核輻射塗層設計標准和依據
砼質壓力管道內壁防腐防護塗層配套體系
表-1核電用常規防腐蝕塗層性能試驗相關標准 序號 標准號 名稱
1 GB/T5210-2006
色漆和清漆 拉開法附著力實驗
2 GB/T1865-1997
色漆和清漆 人工氣候老化和人工輻射暴露（濾過的疝弧輻射）
3
GB/T1771-1991
色漆和清漆 耐中性鹽霧性能測定
4 GB/T1766-1995
色漆和清漆 塗層老化的評級方法
5 GB/T1735-1979（1989）
漆膜耐熱性測定法
6 GB/T6751-86
色漆和清漆 揮發物和不揮發物的測定
7 GB/T1768-1979（1989）
漆膜耐磨性測定法

核級塗料與核級專用塗層適用法規和標准
核級專用塗層應用由上層文件、標准、執行文件三部分組成。
世界范圍內主要由美國和法國兩套體系。美國體系由上層文件NRC1.54+ASTM標准+執行程序組成；法國體系由RCCM F5300+NF標准+可執行文件。
中國核級專用塗層標准以秦山一期、秦山二期塗層技術的成功應用為前提，提出核電專用塗層的EJ標准，見表-2。
表-2核電站塗層適用EJ標准 序號 標准號 名稱
1 EJ413-1989 30萬千瓦核電廠管道系統標色規定
2 EJ419-1989
30萬千瓦核電廠二級泵、三級泵塗裝工藝技術條件
3
EJ453-1989
30萬千瓦核電廠安全二級、三級壓力容器油漆、包裝和運輸條件
4 EJ492-1989
30萬千瓦核電廠核設施防護塗層質量保證
5 EJ/T508-1989
30萬千瓦核電廠防護塗層規范
6 EJ/T509-1989
30萬千瓦核電廠安全殼內設施、設備防護塗層
7 EJ/T1086-1998
壓水堆核電廠用塗料漆膜在模擬設計基準事故條件下評價試驗方法
8 EJ/T1087-1998
壓水堆核電廠用塗料漆膜耐化學介質的測定
9
EJ/T1111-2000
壓水堆核電廠用塗料漆膜受y射線輻照影響的試驗方法
10 EJ/T1112-2000
壓水堆核電廠用塗料漆膜可去污性的性能、測定
11 RCCM-200
壓水堆核島機械設備設計和建造規則
12 HAD102/06
核電廠反應堆安全殼系統的設計

核級專用塗料，除了滿足防腐蝕和美觀裝飾的要求外，還必須具備易於去除放射性沾污、耐輻照和在事故條件（LOCA）下保持穩定的特殊性能。這些特殊性能對於保障核電站安全，防止放射性污染，保證人員安全是非常重要的。RCCM F5300塗漆中規定，安全殼內塗層系統必須進行去污、輻照、LOCA三項核性能評定試驗。核級專用塗層性能試驗相關標准見表-2，表內試驗項目的中國EJ標准等同於NF（法國），ASTM（美國）標准。
表-3核級專用塗層性能試驗相關標准 試驗項目 NF（法國） ASTM（美國） EJ（中國） 其它
輻照試驗 NF T30-903 ASTM D4082 EJ/T1111-2000
----
去污試驗 NF T30-901 ---- EJ/T1112-2000 ISO8690-1993
LOCA試驗
NF T30-900 ASTM D3911 EJ/T1086-1998
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參考資料：http://www.wedoflor.com.cn/InfoContent/id=474448ec-8a1a-4ad0-ae83-64bf6c10edca&comp_stats=comp-FrontInfo_listMultiRow-project03.html

㈥ 請問廣核出版的《法國壓水堆核島機械設備設計和建造規則RCC-M(2000版)及2002補遺》哪裡有賣價格多少

在中廣核蘇州熱工院有賣，價格為8000元/套。

㈦ 電動閥門什麼品牌好

電動閥有很多種，不知道您要哪一種呢？
石油、天然氣井口裝置用閥
石油、天然氣井口裝置用閥主要為符合美國API6A標準的單閘板或雙閘板、有導流孔或無導流孔的鍛鋼平行式閘閥、泥漿閥、角式節流閥、油田專用平行式調節閥、油田專用直通式止回閥、注水\聚合物專用平行式閘閥、卡箍式平行閘閥、先導式安全閥和止回閥。
石油、天然氣井口裝置用電動閥門的公稱壓力級為API2000psi、3000psi、5000psi、10000psi、15000psi、20000psi；公稱通徑為DN46~228mm(113/16in~9in)；溫度等級為K(-60~182℃)、L(-42~182℃)、P(-29~182℃)、R(室溫)、S(-18~166℃)、T(-18~196℃)、U(-18~121℃)、V(2~121℃)；材料要求為AA、BB、CC、DD、EE、FF、HH；材料性能要求按36K、45K、60K、75K；產品技術要求按PSL1(產品規范等級1)、PSL2(產品規范等級2)、PSL3(產品規范等級3)、PSL4(產品規范等級4)。
2.石油、天然氣長輸管線用閥
石油、天然氣長輸管線用閥主要為符合美國API6D標準的單閘板或雙閘板、有導流孔或無導流孔的平板閘閥；鍛鋼或鑄鋼三體式、上裝式或全焊接式固定球球閥；油密封或壓力平衡式旋塞閥；旋啟式或蝶式止回閥、通球止回閥；清管閥等。
這些電動閥門的公稱壓力級為CL150(PN2.0MPa)、CL300(PN5.0MPa)、CL400(PN6.4MPa)、CL600(PN10.0MPa)、CL900(PN15.0MPa)、CL1500(PN25.0MPa)、CL2500(PN42.0MPa)；公稱通徑為DN50~1500mm(2in~60in)；耐火試驗技術要求按ISO10497；電動閥門的壓力試驗按ISO5208。
3.核電用閥
核電用電動閥門比常規的大型火力發電站用電動閥門其技術特點和要求要高。閥類一般有閘閥、截止閥、止回閥、蝶閥、安全閥、主蒸汽隔離閥、球閥、隔膜閥、減壓閥和控制閥等；具有代表性電動閥門的最高技術參數為：最大口徑DN1200mm(核3級的蝶閥)、DN800mm(核2級的主蒸汽隔離閥)、DN350mm(核1級的主迴路閘閥)；最高壓力：約1500磅級；最高溫度：約350℃；介質：冷卻劑(硼化水)等。生產核級電動閥門產品規定要求：通常按核行業標准EJ、美國ASME、IEEE標准及法國壓水堆核島機械設備設計和建造規則RCC-M等。
核電用閥發展的具體類型、參數如下：
⑴無填料函的閘閥：
a液壓驅動閘閥。該閥藉助自身壓力水推動活塞開啟或關閉，該閥公稱通徑：DN350、400mm；工作壓力：PN17.5MPa；工作溫度：315℃。 b全封閉型電動閘閥。該閥應採用特製的屏閉式電機，通過浸水工作的內行星減速機構使閘板作啟閉運動。該閥公稱通徑：DN100~800mm；工作壓力：PN2.5~45.0MPa；工作溫度：200~500℃。
註：上述兩種無填料函閘閥優點：沒有填料密封，避免了外漏點，同時，減少能耗。缺點：結構復雜、造價較高。
⑵核電用截止閥：
用於輔助管路上的截止閥。該閥通常為三種結構，即填料式截止閥、波紋管式截止閥和金屬膜片式截止閥。該閥介質為中等參數(中溫、中壓)的水和蒸汽；公稱通徑：DN10~150mm。
⑶核電用蝶閥：
用於冷卻系統和安全殼內輸送空氣介質的系統中的蝶閥。該閥通常為三種結構，即同軸直連式襯膠蝶閥、偏心式金屬密封蝶閥和雙動式(蝶板在回轉前先脫開密封面再回轉)金屬密封蝶閥。該閥公稱通徑：DN≤2500mm；工作壓力：PN<4.0MPa；工作溫度：100~150℃。此外，用於風道系統中的快速關閉蝶閥，其公稱通徑：DN400~1200mm也列為發展的方向。
⑷核電用帶探測器的先導式安全閥：
用於核島系統中的帶探測器的先導式安全閥。採用帶探測器的先導式安全閥，可以根據壓力與彈簧力平衡的敏感關系，來改變位置控制釋放和加充介質的兩個觸點的原理，從結構上避免卡阻問題。該閥採用正作用式帶彈簧預緊和波紋管密封的閥瓣結構，可以保證可靠的密封。該閥公稱通徑：DN600mm；工作壓力：PN1.265MPa。
⑸核電用止回閥型隔離閥：
用於蒸汽系統的止回閥型隔離閥，其結構形狀類似於升降式止回閥。該閥公稱通徑：DN64~800mm(21/2in~30in)；工作壓力：PN1.0~42.0MPa(Class600~2500)；工作溫度：-29~1050℃。
⑹核電用主蒸汽隔離閥：
核島和常規島用主蒸汽隔離閥、主給水電動閥門，其公稱通徑：DN800mm；公稱壓力：40.0MPa；溫度700℃；
此外，滿足地震要求的安全閥也是急需開發的核電電動閥門。
海洋石油用閥
海上採油平台的採油、防噴、注水、注氣、水下設備等系統需要開發一些耐海水、鹽霧侵蝕要求的特種電動閥門。這些電動閥門要求有較強的抗腐蝕性、抗風暴等異常外力的能力，並且要求密封可靠、操作靈活、維修方便。

海洋石油用閥發展的具體類型、參數如下：
⑴鍛鋼單閘板或雙閘板帶導流孔或不帶導流孔平板閘閥
該閥的結構可參照美國卡麥隆F型閘閥、「AF」型海底電動閥門(用於海下1000米)、「DF」型海底電動閥門(用於海下3000米)、MCEVOY公司C型、E型閘閥。
這類電動閥門的公稱通徑：DN46~162mm(113/16in~63/8in)；公稱壓力級為API2000psi、3000psi、5000psi、10000psi、15000psi、20000psi；工作溫度：-59~343℃；技術要求按API6A的規定。
⑵雙瓣蝶式止回閥
該閥技術參數：公稱通徑：DN53~280mm(21/16in~11in)；溫度等級為K(-60~182℃)、L(-42~182℃)、P(-29~182℃)、R(室溫)、S(-18~166℃)、T(-18~182℃)、U(-18~121℃)、V(2~121℃)。
⑶帶壓平衡閥桿的角式節流閥
該閥的設計、製造按API6A標准；其公稱壓力級為API3000psi、5000psi、10000psi；公稱通徑：DN50mm、DN80mm、DN100mm、DN150mm(2in、3in、4in、6in)；使用溫度：-29~121℃。(該閥的節流頭可設計為針型節流頭或套筒節流頭)。

石化、電力用閥
石化、電力電動閥門產品，其結構調整的重點是發展缺門產品。如下：
⑴高溫高壓調節閥
用於大型火電機組的高溫高壓調節閥，其結構設計應根據它的流量特性和工況控制要求來確定，可以是單座，也可以是雙座或套筒結構。該調節閥的公稱通徑：DN50~500mm；公稱壓力：≤42.0MPa；使用溫度：510~570℃。
⑵減溫減壓閥
該減溫減壓閥，石化行業要求能設計成類似CVS閥，並將壓力和溫度控制在一個閥內完成，減壓後的噴水降溫控制要精確(在4~7℃范圍內)，關閥嚴密，低雜訊，長壽命。
⑶高溫高壓大口徑安全閥
用於蒸汽系統的高溫高壓大口徑安全閥，其設計結構可採用彈簧式。設計中主要解決的關鍵問題是：該類電動閥門的整定壓力、回座壓力、密封性能、重復動作穩定性及彈簧的疲勞。其公稱通徑：DN200~400mm；公稱壓力：≤5.0MPa；最高使用溫度：570℃。
⑷高壓蒸氣疏水閥
用於高壓蒸汽系統排除凝結水的高壓蒸汽疏水閥，其開發的結構可以為熱動力型HRW、HRF圓盤式；機械型高壓自由浮球式；熱靜力型BK27、BK28、BK212雙金屬片式。該類電動閥門的公稱通徑：DN15~50mm；公稱壓力：15.0MPa。

環保用閥
該環保系統需發展的電動閥門：陶瓷片密封旋轉閥、PVC塑料閥、大密封面平板閘閥、不銹鋼旋塞閥等。

冶金系統用閥
冶金系統用閥，由於介質常為粉狀和懸浮固體顆粒狀，加之溫度較高，故對電動閥門的耐磨、耐溫及耐蝕等要求較高。

冶金系統用閥發展的具體類型、參數如下：
⑴圓頂閥
用於火力發電廠氣力除灰、進料、放料系統的圓頂閥。該閥由閥體、主動軸、從動軸、球體等組成，其公稱通徑：DN50~300mm；工作壓力：PN1.0~0.6MPa；最高使用溫度：1050℃。設計該閥時，其密封面應考慮採用噴塗鈷基碳化鎢合金材料，使其更加堅硬，增強耐磨性能。
⑵排灰平板閘閥
用於煉鋼廠煉鐵除灰系統的「排灰平板閘閥」。該除灰系統的介質——「灰粉」，不僅形狀是顆粒的(有時是分散形狀，有時是混合形狀)，而且具有一定的粘性，還夾有一氧化碳(CO)。由於介質「灰粉」中的顆粒，閥座往往有不同程度的損傷、擦傷、磨損，故，要求其「排灰平板閘閥」的主件，例如閘板、閥座等零部件均應具有較強的耐磨性。煉鐵除灰系統工況的使用壓力在0.25MPa左右的低壓范圍內；溫度在≤250℃的范圍內(一般情況下為常溫，有時瞬間溫度可達250℃)；公稱管徑僅從DN50mm~DN400mm(DN300mm的管徑最常見)。
該閥其結構如採用帶導流孔，並且「加大密封面」的密封設計，不僅能提高其耐磨性；滿足其密封性能；而且能避免灰粉進入閥體底腔。在設計中，可充分利用現行帶導流孔平板閘閥產品，將閥座改為「加大密封面」的密封狀態。對耐磨性而言，其金屬對金屬硬密封壽命雖最長，但金屬對金屬「加大密封面」的硬密封，一則標准上允許漏，(如設計為零泄漏成本將十分高昂且加工難度大)；二則密封不如非金屬材料。其密封不如非金屬材料，是因為金屬表面磨蝕時會產生一層氧化物，盡管這層氧化物覆蓋在受到腐蝕作用的部位上，能減慢金屬的進一步腐蝕，但如果發生滑動的話，該層氧化物就會被清除，使裸露出來的金屬表面受到進一步的腐蝕，從而加快磨損，削弱其密封性能。而採用非金屬材料，不僅能節約成本，降低加工難度，而且能保證其密封性能。
由於鋼廠煉鐵除灰系統的工況溫度一般為常溫，有時瞬間最高溫度也只有250℃。故採用非金屬材料(建議採用對位聚苯)作密封面，既可以滿足其工況溫度、耐磨，又可以滿足其密封性能。非金屬材料——對位聚苯，適用溫度為≤300℃，且比硬質的PTFE更硬，能滿足煉鐵廠除灰系統的工況，不失為較理想的密封面材料。閥座材料建議採用1Cr13。
⑶耐強酸腐蝕的不銹鋼閥
冶金系統用耐強酸腐蝕的不銹鋼閥。該閥其公稱通徑：DN50~2400mm；公稱壓力0.05~1.6MPa；最高使用溫度：1050℃。

氧化鋁工業用閥
氧化鋁工業在生產過程中，介質多為鹼性泥漿和顆粒狀物質，結疤現象極為嚴重，且介質對電動閥門體腔及內件的沖蝕現象也很嚴重。因此，氧化鋁工業用閥要求其抗結疤耐結疤；抗沖蝕耐沖蝕。
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IEEE 323 class IE electrical equipment power plant identification standards

HAF 003 nuclear power plant safety requirements for quality assurance

Fan JB 8523 explosion-proof technology

Nuclear Island 0706G9005 Inctive 380V electrical equipment technical specifications book

0706T003 nuclear island equipment, packaging, storage and transport technology

Nuclear Island 0706T105 coating machinery and equipment General technical requirements

0706T502 1E-class electrical equipment seismic qualification test of the technical conditions

Designed EJ/T888 nuclear level General Fan

SD38 grounding electrical equipment technical specification

IE-class nuclear power plant IEEE323 identification standards for electrical equipment

HAF 603 "nuclear power plant safety requirements for quality assurance"

HAF 102 "nuclear power plant design safety requirements"

HAF-J0053 "nuclear equipment seismic qualification test guide"

EJ / T 1039-1996 "Island Nuclear Power Plant Machinery and Equipment Non-destructive testing norms"

EJ / T 886-2006 "General design of nuclear-grade fan"

JB / T 4292-1991 "coil technical conditions"

HAF 603 "nuclear power plant safety requirements for quality assurance"

JB/T5146.1-1991 "air-conditioning with humidifier type and basic parameters"

JB/T5146.3-1991 "air-conditioning with humidifier performance test methods"

HAF003 nuclear power plant safety requirements for quality assurance

RCC-P French 900,000 kilowatts of PWR nuclear power plant system design and construction regulations (1991 fourth edition, 1995 Amendment)

RCC-E PWR nuclear islands electrical equipment design and construction rules (1993 version)

RCC-I pressurized water reactor nuclear power plant design and construction of fire safety rules

ASME AG-1-2003 nuclear deal with air and gas regulations

ASME N509-2002 nuclear power plant air cleaning devices and components

Nuclear safety regulations and provisions

Civilian nuclear safety equipment Supervision and Management Regulations

People's Republic of China HAF001/02 civilian nuclear facilities safety supervision and management of the implementation details of the Ordinance

HAF003 nuclear power plant safety requirements for quality assurance

Designed HAF102 nuclear power plant safety requirements

HAF604 import civilian nuclear safety equipment provided for the supervision and management

HAF603 civilian nuclear safety equipment Operator qualified welders welding regulations

HAF602 civilian nuclear safety equipment eligible for non-destructive testing personnel management regulations

HAF601 civilian nuclear safety equipment designed and manufactured to install and provides supervision and management of non-destructive testing

Nuclear Safety guidelines

HAD003/03 "nuclear power plant items and services procurement, quality assurance"

HAD003/06 "nuclear power plant design, quality assurance"

HAD003/08 "nuclear power plant items manufacturing quality assurance"

HAD102/03 "boiling water reactor, pressurized water and swimming pool-type test reactor safety features and equipment classification"

HAD103/07 "nuclear power plant in-service inspection" rules requirements and other standards

Design and construction rules

RCC-P "pressurized water reactor nuclear island construction system design rules", 1991 edition of the Resial +1995

RCC-M "pressurized water reactor nuclear island construction machinery and equipment design rules", 2000 edition of the Resial +2002

RCC-I "pressurized water reactor nuclear power plant design and construction of fire safety rules", 1997 edition

Other criteria

GB15930-2007 building ventilation and smoke extraction systems fire valve

GB1293 ordinary cylindrical helical spring

ANSI / IEEE 323-class nuclear power plant electrical equipment IE accreditation standards

JG/T7228 air volume control valve

ASME AG-1 nuclear air and gas deal with laws and regulations (chapter valve)

- ASME AG-1 nuclear norms by air purification

ASME N509 Nuclear Power Plant air purification devices and components

RCC-I pressurized water reactor nuclear power plant design and construction of fire safety rules

IEEE-382 nuclear power plant safety-related function of power to operate the valve components of the provisions of the implementing agencies

HAF.J0053 nuclear equipment seismic qualification test guide
拜託下次分開問，手很累