简介：自2012年10月份国务院宣布核电项目恢复审批以来，包括CAP1400示范工程在内的一批重大项目正在全速推进中。据国家核安全局获悉，山东荣成石岛湾大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程已于今年4月正式动工，

简介：6月16日．日本政府宣布，将重新启动关西电力公司大饭核电站3号和4号机组，从而终结日本自今年5月初以来的“零核电”状态。

简介：《中国白银年鉴2009》——国内白银行业权威的资料汇编于10月下旬正式发布，《中国自银年鉴2009》由中国有色金属工业协会金银分会编著，“中国白银年鉴》是反映中国白银行业一年一度发展的系统性资料；《中国白银年鉴》和《中国贵金属》（金银分会会刊、月刊））都是中国有色金属工业协会金银分会面向国家有关行业主管机构、有色协会金银分会会员提供的两本内部资料。

简介：近期，中广核集团与贵州省发改委、能源局签订投资意向协议，拟投资380亿元在贵州铜仁等地建两座核电站，建设时间为201乱2020年。其中，铜仁核电站总投资350亿元，为2台125万千瓦核电站，将在德江、思南、沿河县等选址，目前厂址普选报告已通过专家审查。另一项目为2台10万千瓦小型堆核电站，总投资30亿，将在兴义、镇宁、玉屏等地选址，据悉，目前《贵州核电小型堆核电项目方案》已经完成。

简介：近期，广东省委省政府在广州举行加快重要基础设施建设工作会议，并下发2013--2015年《加快推进全省重要基础设施建设工作方案》。未来三年，广东将投入1．41万亿元推进460个项目建设，

简介：近期,国务院总理李克强主持召开新一届国家能源委员会首次会议,研究讨论了能源发展中的相关战略问题和重大项目,确认适时在东部沿海地区重启核电建设。目前统计规划在建核电项目中,大部分核电计划投产时间在2013-2015年之间,根据我国重新修改后的核电发展规划目标,到2015年核电机组装机规模可达到4000万千瓦。

简介：<正>随着新技术的不断发展,切割设备的便携性、切割速度、操作的便利性和自动控制性能都在提高。众所周知,钢结构的加工可根据需要选择不同的切割方式进行。不论是热切割还是冷切割,总会有一套设备适合用户的生产需求。下面是美国焊接技术杂志近期介绍的"等离子电弧切割"、"氧燃料切割"、"激光切割"的几款切割设备。

简介：围绕在前期规划阶段如何提升冲压件质量,分别从影响冲压件质量的几大因素进行着手,即从数据的源头进行抓起,通过SE技术将产品设计问题最大限度地消除在前期三维模型阶段。另外从试制模具的开发、模具图纸的会签,模具制造过程的监控、供应商体系的建立等多个方面进行分析,得出提高冲压件质量的相关措施,为以后车型开发积累经验并打下基础。

简介：本文在简要阐述核电站工作原理的基础上,综合介绍核电焊接工程中常见焊接设备的种类及在核电压力容器焊接中的应用特点,并以核电压水反应堆压力壳为例,简明地阐述了压力壳部件成形与焊接工艺要点。

简介：本文讨论了金刚石行业三个核心问题：提高单次产量、提高优质金刚石单晶的产出比例、降低WC顶锤的消耗。

简介：本文讨论了金刚石行业三个核心问题：提高单次产量、提高优质金刚石单晶的产出比例，降低WC顶锤消耗。

简介：二重集团锻造分厂三金工车间11m重车近日正在加工赶制一件核电热段B弯管．这是集团公司核电主管道首件出产件。

简介：2010年11月中旬．上海森松压力容器制造有限公司核电部专家来到无锡市前洲西塘锻压有限公司交流相关核电技术．计划一起携手进军核电领域。无锡市前洲西塘锻压有限公司是我国特种材料封头的研究生产基地之一，长期为上海森松、南京宝色、茂名重工等企业提供配套服务．

简介：2011年11月28日．由中国一重承制的福清1号核电机组主泵泵壳在一重核电石化事业部一次通过水压试验，成功填补了我国核电制造业的空白。该台泵壳是我国首台CPR1000堆型的锻造主泵泵壳．技术要求高，

简介：通过收集近年来发生的200多起核电设备失效案例并整理分析，对核电设备失效的基本现状进行统计归纳，主要针对碳钢、不锈钢管道及焊接接头进行失效模式、原因、机理的统计分析。从整体的失效情况来看，腐蚀失效是核电站主要设备比较突出的失效问题；核电管道约80％的失效形式是局部腐蚀和振动疲劳，核岛、常规岛和海水系统的碳钢与不锈钢管道因材质、作用等差异，失效的具体形式也有所不同；应力腐蚀开裂是焊接接头的主要失效形式。

简介：

简介：本文用生长密度与高品级金刚石含量为主导的两项相关技术指标，对行业目前生产工艺水平进行了原则性定位，并从发展角度提出了下一步技术攻关目标构想。

简介：管道热疲劳是管道损伤的主要原因之一，核电厂管道也存在受到设计预想外的热疲劳造成管道损伤的可能，因此在岭澳核电厂十年安全审查项目中，对管道热疲劳进行了系统性的审查；审查过程中根据管道热疲劳产生机理的不同，将管道热疲劳分为4种类型，并按类型分别识别筛选核电厂潜在的管道热疲劳高风险区域，建立和优化热疲劳风险区域清单及相应的检查方式，并在机组大修中用超声或射线探伤方法检查并评估管道是否产生热疲劳缺陷，最终确保电厂具有高的安全水平。

简介：为了更加有效地加强国内核电管理机构、核电设计单位、核电设备制造厂家、核电厂和核电材料研究单位在核电关键材料环境服役行为方面的信息沟通和合作研究,进一步提高我国核电关键材料研发、核电装备制造和服役行为评价及运行管理的水平,2017年9月25~28日,由中国核能行业协会和中国科学院金属研究所联合主办的第

简介：2009年6月18日，全球首套三代核电AP1000钢制安全壳（CV）底封头的最后一批成形钢板从国家核电山东核电设备制造有限公司运往浙江三门核电站一期工程建设现场。第三代核电AP1000在世界核电的发展史上首次采用了在核反应堆压力容器外增加钢制安全壳（CV）的新技术，为圆柱形容器，直径近40m，高度为656m．总重量约3400t，由中间的圆柱形筒体及上下两个椭圆型封头组成。整个安全壳由260块弧形钢板组焊而成。专家介绍．三代核电AP1000钢制安全壳（CV）底封头弧形钢板的典型特征是大尺寸、多曲率、高精度及一次整体模压成型，