在役检查相关论文
在役检查前期准备工作对于核电厂在役检查工作的顺利开展非常重要,基于此,本文概述了核电厂在役检查以及在役检查能力验证,阐述了......
本文简要介绍了风险指引型在役检查的背景及方法原理。并结合国内某核电厂风险指引型在役检查试点实践，从在役检查标准适应性、......
介绍了核电站在役检查中的质量保证过程控制,并结合笔者公司质量保证运行情况综合论述了核电站在役检查中质量保证的作用和意义.......
以CPR1000反应堆压力容器的结构分析了对其进行在役检查的难点和特点,详细介绍了RSEM规范CPR1000反应堆压力容器在役检查方法和部......
中核集团核动力运行研究所组建于1982年，是中国目前专门从事核动力运行技术研究的科研单位。现已建成保障国家核电安全运行的技术支......
核动力运行研究所主要从事核电厂和核动力装置的在役检查、仿真装置研制、蒸汽发生器设计与技术服务、核电厂应用软件与数据库开发......
介绍了核电站在役检查中的质量保证过程控制,并结合公司的质量保证运行情况综合论述了核电站在役检查中质量保证的作用和意义.......
冷凝器传热管是电站二三回路重要边界,一旦传热管发生泄漏将导致二回路水质不合格,因此传热管的好坏对机组的安全运行有重大影响.......
核电在役检查中项目现场的质量管理是为确保核电在役检查项目实施质量的有效控制过程,通过有效的质量管理促使在役检查的过程和结......
本文通过对核动力运行研究所核电在役检查质量控制体系的描述,介绍了核电在役检查项目运用过程方法进行质量控制的要求、方法和具......
摘要：在役检查是保证核电站安全运行的主要手段之一，《核安全条例和导则》已经明确规定了核电站核安全设备的役前和在役检查相应要求......
液压遮断系统使用在CPR1000机组上,是半速汽轮机唯一的跳机保护装置,作用是在出现危害机组运行安全的紧急情况时,接收跳机指令,迅......
【正】一、换料大修以及D114大修的介绍换料大修是核电厂生产活动中的重要环节,其目的包括更换核燃料和利用机组停堆换料期间对设......
通过对2013版ASME第XI卷与1998版至2000增补中重复检查条款进行差异对比,发现如满足缺陷表征准则中的特定表面接近规则等新增条款,......
介绍了在役发电机转子的曲轴、连杆及叶轮表面和根部焊缝的质量保证过程控制,并结合笔者公司质量保证运行情况综合论述了在役检查......
反应堆压力容器检查机（reactor pressure vessel inspection machine,RPV检查机）周向旋转臂的精度影响在役检查中超声数据的质量.分......
在役检查是指核电厂承压边界重要核安全相关部件的定期检查,是核电厂整个寿期内的重要活动之一。本文从核电厂营运单位的角度论述......
为促进概率安全分析技术在核电厂管道在役检查领域的更好应用,本文介绍西屋用户集团（WOG）开发的核电厂管道风险指引型在役检查（RI-ISI......
在总结传统核电站在役检查管理模式的基础上,研究并开发了在役检查管理平台,实现了核电站在役检查的信息化管理。在役检查管理平台......
本文介绍了核电厂在役检查无损检查资质要求在我国核电厂的实践以及遇到的一些问题,并提出探索性的建议.......
在核电厂运行寿命期内,应对核安全1,2,3级承压部件及支承件进行定期检验,以便及时发现新产生的缺陷和跟踪已知缺陷的扩展,并判断它......
描述了核电站在役检查技术的特点和基本要求。介绍了我国核电站在役检查行业的国际交流和自主创新工作，以及目前我国核电站在役检查......
通过分析三代核电技术EPR机组主泵螺栓的结构特性和磁特性,并根据主泵螺栓在役运行过程中易产生的横向缺陷,制定使用国内线圈剩磁......
本文分析了蒸汽发生器传热管降质的原因，传热管降质的机理，以及易出现降质的部位，提出预防手段；简要介绍规范要求的及非规范要求的蒸汽......
依据法国压水堆核电厂设计建造规范RCCM和在役检查规范RSEM,昌江I期核电厂1号机组完成第一次全面在役检查。从检测部件规格、焊缝......
结合大亚湾核电站对在役检查质量控制的要求,介绍了核电站在役检查工作中的质量控制过程与重点,并论述了质量控制在核电站在役检查......
本文介绍了核电站在役检查能力验证工作的历史,重点介绍了ASME验证的方法和ENIQ验证方法体系,分析了两种方法的各自特点以及两种方......
介绍核电厂一回路系统水压试验期间的在役检查工作内容、组织过程,探讨实施工作中存在的风险,并提出应对措施,为核电厂一回路系统......
M310堆型是国内营运最广泛的机型,其全面在役检查大修实施的项目众多,计划实施难度大,寻求在役检查项目实施计划最优化则有助于减......
<正> 1 前言无损检测(MDT)技术,不仅能在核电设备的制造过程中对产品进行检测,而且能在核电设备使用期限内对核动力系统进行定期的......
CPR1000机组是在引进法国核电技术基础上形成的"二代加"百万千瓦级压水堆核电技术,其在役检查工作参照法国RSE-M规范执行。本文就C......
主要介绍了国内首台AP1000第三代核电机组在役检查体系的创建、实践和优化成果。结合具体案例分析了从设计审查、设备制造、现场安......
根据《压水堆核电站核岛机械部件在役检查规范》RSE-M1997(2000)要求:国产百万千瓦核电机组CPR1000首次水压试验(即冷试)后的30个......
以灰色关联理论为基础,借助核电厂在役检查偏差监督管理的数据,定量分析人员规模,人员结构,准备时间,项目长短,加班时间,是否使用......
本文以秦山核电厂稳压器接管600合金焊缝为研究对象,在分析600合金应力腐蚀风险及在役检查管理现状基础上,电站成功开发出相控阵超......
核电站在役检查能保证核电机械设备与部件的质量,而验证是提高在役检查无损检验可靠性的重要手段。世界核电较发达的国家均建立了......
压水堆核电站在运行过程中,承压机械部件容易受到温度和应力等因素的影响,部件材料的性能逐渐恶化,各类形式的裂纹产生,进而影响机......
简要介绍了压水堆核电站在役检查常用无损检测方法的定义、适用范围、类型等,并列举了每种检测方法在核电站在役检查中的一些应用......
提出了核电厂安全壳的粘结预应力系统在役检查方案的新思路,探讨了其实现的可能性和必要的前提条件。比较了与其他各种不同方案的......
该文结合ASME法规要求详细描述了AP1 000核电机组核级管道役前及在役检查的计划安排、检查范围等。阐述了管道役前及在役检查前管......
核电厂应国家核安全法规要求需定期对核电厂系统和部件进行在役检查活动,整个在役检查活动都要遵从国家核安全局法规和核电厂质量......
随着国内运行核电机组逐渐增多以及核电“走出去”战略的实施,核安全被越来越多的人重视。视频技术与目视检测结合产生的视频检测......
本文通过对各种可能造成蒸发器传热管破损的原因进行分析,讨论如何采取相应的防护措施,以尽可能的减少传热管破损的事件发生。重点......
核电厂役前/在役检查工作是保证核电厂设备、系统和构筑物安全运行的重要环节。该项工作的专业性强、涉及面广、责任重大。通过IT......
稳压器电加热元件在核电站运行一段时间后，电加热元件包壳可能会出现贯穿性缺陷，引起电加热元件变形和肿胀，受包壳的影响电加热元件套......
CNPO搭建的基于“部件-计划-结果 ”经典架构的核电役检信息化平台（IMS）已在多个核电站的役检工作中投入使用,通过信息化的手段向役......
