EJ/T 468-1999 压水堆核电厂不锈钢锻件技术条件

EJ/T 468-1999

行业标准 推荐性
收藏 报错

标准EJ/T 468-1999标准状态

  1. 发布于:
  2. 实施于:
  3. 废止

标准详情

  • 标准名称:压水堆核电厂不锈钢锻件技术条件
  • 标准号:EJ/T 468-1999
  • 发布日期:1998-12-30
  • 实施日期:1999-04-01
  • 中国标准号:F65
  • 国际标准号:27.120
  • 代替标准:代替EJ 468-1989被NB/T 20007.1-2010代替
  • 技术归口:
  • 主管部门:中国核工业总公司
  • 标准分类:能源和热传导工程EJ 核工业

内容简介

行业标准《压水堆核电厂不锈钢锻件技术条件》,主管部门为中国核工业总公司。

起草单位

上海核工程研究设计院

起草人

相近标准

EJ/T 1022.5-1996 压水堆核电厂阀门奥式体不锈钢锻件技术条件
NB/T 20007.50-2018 压水堆核电厂用不锈钢 第50部分:安全级设备用奥氏体不锈钢锻件
NB/T 20007.40-2015 压水堆核电厂用不锈钢 第40部分:堆内构件用奥氏体不锈钢锻件
NB/T 20007.1-2010 压水堆核电厂用不锈钢 第1部分:1、2、3级奥氏体不锈钢锻件
NB/T 20007.16-2012 压水堆核电厂用不锈钢 第16部分:2、3级马氏体不锈钢锻件
EJ/T 494-1999 压水堆核电厂压紧弹性环锻件技术条件
NB/T 20007.17-2012 压水堆核电厂用不锈钢 第17部分:堆内构件压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件
NB/T 20007.31-2015 压水堆核电厂用不锈钢 第31部分:安全壳用022Cr19Ni10不锈钢锻件
NB/T 20007.2-2012 压水堆核电厂用不锈钢 第2部分:2、3级热交换器管板用奥氏体不锈钢锻件

* 特别声明:资源收集自网络或用户上传,版权归原作者所有,如侵犯您的权益,请联系我们处理。