在役检查相关论文
本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成,并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试......
核电站大型在役自动化检查设备用于反应堆压力容器的在役无损检查项目,针对核电在役用设备的特殊使用环境和苛刻要求,研制了具备监......
随着核电产业的发展,运行核电机组快速增加,造成多机组大修时间重叠,在役检查实施核心资源有限,如何确保大修在役检查项目的安全、......
根据第三代核电EPR堆型在役检查要求，研制出新的反应堆压力容器无损检测机器人系统。文章分析了无损检测机器人的主要功能需求；设计......
EPR堆型核电站控制棒驱动机构(CRDM)的在役检查与国内其它堆型CRDM的在役检查有显著不同。针对EPR堆型核电站CRDM在役检查需求，研制......
通过对CPR1000与AP1000机组无损检测标准规范内容进行比对，从两大核电标准体系即RCC-M体系与ASME体系展开分析，从检查规范内容、使用......
通过ASME锅炉压力容器规范对压力容器接管内圆角在役检查要求的分析，包括该项在役检查的产生背景、检查历史、发展变化、及ASME规范......
在役检查技术即使完全符合标准规范的要求，也不能完全保证检验结果的有效性，所以，就要求通过能力验证工作来提高在役检查的可靠性和有......
蒸汽发生器是核电站的关键设备,其主要作用是对一回路及二回路介质进行热交换.每年的停堆大修期间,都需要采用目视检查的方法对蒸......
核电站在役检查是核电站安全运行的重要保证手段之一。介绍了核电站在役检查用无损检查方法优化的原因和原则。通过在役检查方法的......
秦山核电厂是我国第一座自行设计、建造和运行的核电厂,其运行业绩体现了我国驾御核电的运行管理能力.本文重点描述了秦山核电厂停......
余热排出热交换器是核反应堆芯冷却系统的关键设备,机组停堆后,应根据在役检查大纲的要求,对余热排出热交换器进行外观目视检测,如......
核电厂运行期间,对蒸汽发生器传热管进行检查,找出结构可能产生的损伤,判断安全状态,确认是否应采取补救措施,是保证核电厂安全运......
介绍了核电站在役检查的范围、检查进度、检查方法和检查实施的基本要求等内容,并就核电站在役检查中存在的问题进行了一些讨论。......
十八届三中全会通过的《中共中央关于全面深化改革若干重大问题的决定》,进一步强调了军民融合对发展武器装备科研生产的重要性,对......
1.前言斜拉桥的拉索和悬索桥的主索,广泛采用由直径5～7mm钢丝平行捆扎成的缆索。另外,悬索桥的吊索有时也使用缆索。近年来,结构物......
一、引言自从五十年代核电站运行以来,还未发生过一起因核事故而引起的死亡。之所以能保持
I. INTRODUCTION Since the operatio......
核压力容器是核电站关键设备之一。为了确保核电站的可靠性、安全性,必须对核压力容器实行严格质量监督,包括制造阶段的例行检查和......
本文介绍了核压力容器的焊接检验过程。文中着重介绍无损检验设备(直线加速器、超声波、声发射等)及其使用场合、方法,最后简述了......
针对模块化多用途小型堆(ACP100)在役检查时高温、高压和高辐射水下特殊环境下无法实施人工目视检查的问题,提出了一种小型高耐辐......
中核武汉核电运行技术股份有限公司(简称中核武汉)是国内专门从事核电厂部件和设备的无损检测技术和装备研发,以及工程技术服务的......
继大亚湾核电站(2×900MW)建成营运后,法国的核电制造技术开始引入我国的核电领域。秦山核电站二期工程核岛设备和系统的设计和制......
美国机械工程师学会(ASME)自1914年发行第一版锅炉规范至今70多年来,经过不断修改、充实、日臻完整。现行ASME锅炉、压力容器规范......
介绍国内外超声无损检测的发展及应用,对未来发展趋势和在液压系统领域中的应用前景提出了展望
This paper introduces the devel......
请下载后查看，本文暂不支持在线获取查看简介。
Please download to view, this article does not support online access to view......
请下载后查看，本文暂不支持在线获取查看简介。
Please download to view, this article does not support online access to view......
法国的核航母尝试为什么止于“戴高乐”?“戴高乐”号最大的问题究竟在哪?美国海军最新的“福特”级为什么无法达到“舰堆同寿”?......
球形煤气贮罐是由高强钢制成的且每日都要承受压力循环的容器。日本煤气协会研究了贮存容器的裂纹评估方法、用断裂力学建立大修检......
核安全技术是国家“七五”重点科技项目之一,它包括三个课题:核电站质量保证、核电站在役检查和核电站结构力学及结构抗震研究。1......
【美国《原子能消息周刊》1980年7月21日报道】美国太平洋西北研究所的研究人员,最近研制成一种用以检查蒸汽发生器中的数千根薄......
【英国《国际核工程》1980年6月号报道】到目前为止,英国的核电一直以气冷堆为基础。但在英国政府同意中央电力局的意见,即通过订......
前言反应堆压力容器像常规电站那样,为保证它在整个服役期中连续安全运行,要求定期检查。但由于它的放射性,所以实现这种检查困难......
自1970年以来,瑞典伦琴技术中心(TRC)对所有的瑞典反应堆压力容器和两座芬兰的 TVO 反应堆压力容器进行了役前检查和在役检查,这些......
本文简单介绍了核试验装置玻璃纤维保温层的拆除情况.由于该装置上玻璃纤维的放射性污染和粉化现象较为严重,对拆卸人员的危害较大......
本文根据ASME规范第Ⅱ卷NB篇的内容,结合美国、荷兰、意大利、日本等国有关厂家关于水堆压力容器的设计经验,分析并叙述了分析法设......
为了确保核电站有高度的安全性和可靠性,在核电站的使用寿期内,需要对反应堆主要设备和系统作严格的在役检查。本文评述和分析了几......
日本原子动力公司的敦贺2号机组在极顺利地完成建造计划后,已于1987年2月17日投入商业运行。虽然这是日本建成的第一座新一代压水......
综研究堆技术经济分析(1一78)高通以工程试验堆的特点现状和应用······························......
【英国《国际核工程》1984年10月号第35页报道】为了满足法国1300Mwe 压水堆的严格要求,必须对反应堆冷却剂泵做一系列重大的研究......
本文从反应堆压力壳的功能和要求出发,介绍了设计参数和规范、结构设计、设计特点、应力分析和质量保证等方面的内容。
Based on ......
七十年代以来,压水堆蒸汽发生器(SG)的破裂事故屡见不鲜。由于经常发生事故,规定了管束的定期检查。为减少非计划停堆次数,还规定......
本文介绍了上海核工程研究设计院开展秦山核电厂 PRA 工作的情况,以及 PRA 在该电站安全决策中的意义.
This paper introduces th......
