收藏到云盘
纠错反馈
GB/T 25448-2010 重水堆核电厂燃料棒束氦质谱泄漏检测
Helium leak testing of PHWR nuclear fuel bundles
基本信息
分类信息
-
ICS分类：
【
能源和热传导工程（27）
核能工程（27.120）
】
-
CCS分类：
【
能源、核技术（F）
核材料、核燃料（F40/49）
核燃料元件及其分析试验方法（F48）
】
-
行标分类：
暂无
描述信息
-
前言：
本标准由中国核工业集团公司提出。
本标准由全国核能标准化技术委员会归口。
本标准起草单位:中核北方核燃料元件有限公司。
本标准主要起草人:景磊、王春霞、迟新国、张杰、韩平山。
-
适用范围：
本标准规定了重水堆核电厂燃料棒束（简称“棒束”）的密封性能无损检测的方法提要、材料与设备、检测条件、检测步骤和检测结果判定等内容。
本标准适用于重水堆核电厂燃料棒束密封性能的检测，也适用于重水堆核电厂燃料元件密封性能的检测。可检测泄漏率范围为1×10-11 Pa·m3/s～1×10-7 Pa·m3/s。
-
引用标准：
下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件,其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准,然而,鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件,其最新版本适用于本标准。
GB/T12604.7 无损检测术语 泄漏检测
相关标准
相关部门
-
归口单位：
全国核能标准化技术委员会
-
主管部门：
全国核能标准化技术委员会
-
起草单位：
中核北方核燃料元件有限公司
相关人员
关联标准
-
GB/T 10261-1988
核仪器用高、低压直流稳压电源测试方法
-
EJ/T 20053.3-2014
气体离心法铀浓缩专用传感器规范 第3部分：轻杂质测量传感器
-
DB34/T 1563.1.1-2011
安徽省ITER馈线系统(FEEDER)故障模式及影响分析(FMEA)指南 第1部分: 术语和基本要求
-
EJ/T 20227.5-2018
含硼铝基中子吸收材料应用性能试验 第5部分：短期高温试验方法
-
EJ/T 20223-2018
后处理三氧化铀粉末 铀同位素组成的测定 热电离质谱法
-
NB/T 25006-2011
核电厂汽轮机叶片焊接修复技术规程
-
GB/T 41586-2022
核电厂应急评价基础输入参数和输出结果
-
GB/T 41581-2022
核电厂应急撤离时间估算
-
EJ/T 1106-2016
二氧化铀粉末和芯块中钽、钍和铪的测定 电感耦合等离子体原子发射光谱法
-
GB/T 39225.1-2020
托卡马克聚变堆遥操作部件兼容性设计与评估技术指南 第1部分：设计技术指南
-
EJ/T 20054.2-2014
气体离心法铀浓缩专用动力控制柜规范 第2部分：补压机动力控制柜
-
EJ/T 689-2016
烧结二氧化铀芯块热稳定性试验方法
-
GB/T 4960.2-1996
核科学技术术语 裂变反应堆
-
EJ/T 20076-2014
核纯级锆-2合金粉规范
-
EJ/T 20227.3-2018
含硼铝基中子吸收材料应用性能试验 第3部分：缝隙腐蚀试验方法
-
SY 5237-1991
水中氢同位素分析方法#锌还原封管法
-
DB34/T 1563.2.2-2011
安徽省ITER馈线系统(FEEDER)故障模式及影响分析(FMEA)指南 第2部分：功能及硬件
-
GB/T 13697-2021
二氧化铀粉末和芯块中碳的测定 高频感应炉燃烧-红外检测法
-
EJ/T 802-2004
压水堆燃料组件管座焊缝检验X射线照相法
-
DL/T 1143-2009
压水堆核电站—回路主设备监造技术导则
打开设置，点击
执行注册
