ASME N-702-2001 Альтернативные требования к внутреннему радиусу сопла реактора с кипящей водой (BWR) и сварным швам между соплом и корпусом, раздел XI, раздел 1; (СУПП 12) - Стандарты и спецификации PDF

ASME N-702-2001
Альтернативные требования к внутреннему радиусу сопла реактора с кипящей водой (BWR) и сварным швам между соплом и корпусом, раздел XI, раздел 1; (СУПП 12)

Стандартный №
ASME N-702-2001
Дата публикации
2001
Разместил
American Society of Mechanical Engineers (ASME)
Последняя версия
ASME N-702-2001
 

сфера применения
Котел и корпус под давлением, Альтернативные требования к внутреннему радиусу сопла реактора с кипящей водой (BWR) и сварным швам между соплом и корпусом, раздел XI, раздел 1; (СУПП 12)

ASME N-702-2001 История

  • 2001 ASME N-702-2001 Альтернативные требования к внутреннему радиусу сопла реактора с кипящей водой (BWR) и сварным швам между соплом и корпусом, раздел XI, раздел 1; (СУПП 12)

стандарты и спецификации

ASME N-521-2001 Альтернативные правила отсрочки проверок сварных швов между соплом и корпусом, внутренних радиусных сечений и сварных швов между соплом и безопасным концом ASME N-575-2001 Альтернативные требования к проверке сварных швов с полным проваром между соплом и корпусом в корпусах реакторов с насадными соплами, раздел XI, раздел 1 ASME N-613-1-2001 Ультразвуковой контроль полнопроникающих сопел в сосудах, категория исследования BD, арт. B3.10 и B3.90, Сварные швы между соплом реактора и корпусом, рис. IWB ASME N-697-2001 Требования к проверке реактора с водой под давлением (PWR) и альтернативные проверки сварных швов, выдерживающих давление в приводе управляющего стержня ASME N-648-1-2001 Альтернативные требования к исследованиям внутреннего радиуса сопел корпуса реактора класса 1, раздел XI, раздел 1 BULLETIN 257-1980 АНАЛИЗ УЛЬТРАЗВУКОВЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ СВАРНЫХ ОБРАЗЦОВ ПВХ 155@ 202@ И 203 СТАНДАРТНЫМ МЕТОДОМ И МЕТОДАМИ ДВУХТОЧЕЧНОГО СОВПАДЕНИЯ 52.1-1983 Критерии ядерной безопасности при проектировании стационарных реакторных установок с кипящей водой ASTM E900-15e1 Стандартное руководство по прогнозированию радиационно-индуцированного изменения температуры перехода в материалах корпуса реактора 58.22 TRIAL USE-2014



© 2025. Все права защищены.