简介：1概述常压塔是大型石油化工设备(年加工能力500万吨)常减压装置中的主体设备,其主要技术参数如表1。该塔为板式浮阀塔,是目前我国最大的一个炼油塔。塔体高度为64430mm,公称直径为6600mm,总重为447215kg。塔体为上下两段,

简介：

简介：燃料棒制造过程和质量特性对于燃料组件的安全稳定运行起着重要的作用。对燃料棒的制造过程进行FMEA分析,有助于提前发现制造中的薄弱环节,有针对性地采取质量控制手段,确保产品制造质量,获得更高的经济效益和产品堆内运行的安全性。针对核元件产品及制造过程的特殊性,在FMEA分析之前,首先确定了燃料棒制造过程中的故障严酷度评分,结合生产实际制定了故障发生概率和被检测难度评分,使FMEA分析具备可操作性。

简介：阀门设备遍布在核电厂备系统中,承担着介质输送、控制等重要功能,且部分阀门直接与核安全相关.核电建设工程实践中,国家监管机构、核电业主以及工程方质量管理人员在核电厂阀门的制造过程质量监督以及到货验收的过程中发现了大量质量问题.通过总结、介绍若干重要制造工序存在的质量问题,阐述了问题的普遍表现形式并分析了内在的原因,对制造厂提高生产水平,质量人员提高监督监管水平,更好地保障核电厂阀门性能质量具有一定的意义.

简介：文章从核燃料系统人身伤害事故统计出发,得出影响安全运行水平的重要因素,利用模糊层次分析模型建立了适用核燃料制造企业的安全预警系统,实现了安全生产水平的动态监控和预警÷该系统建立过程中固化形成的工作流程及工作成果,可以作为＂考评标;住＂的有效补充,可供系统内其他参评企业借鉴、参考。

简介：文章对完善核安全设备制造质量管理流程、持续改进企业自身质量管理体系的过程进行了总结,针对核安全设备制造过程中存在的典型问题,分析了产生的原因,确定了改进方案和实施措施,并且评价了方案处理结果和采取措施的有效性.持续改进的活动使企业有能力承担更多的核安全设备制造任务,文章中总结的经验也可供其他企业的质量管理借鉴.

简介：本文阐述了核燃料元件制造中不符合项定义、不符合项的分类原则、不符合项的分级及处理权限、不符合项的处理原则、不符合项的处理程序及不符合项的闭环管理。

简介：《民用核安全设备监督管理条例》明确规定民用核安全设备设计制造等活动单位需要申请领取许可证或进行注册登记.国家核安全局修订颁布了相应的部门规章和配套文件.本文简要列出了申请许可证和注册登记单位的基本条件,讨论了许可证和注册登记审查过程中遇到的一些问题.

简介：全国核能标准化技术委员会(TC58)核燃料分会(SC5)4月28日在北京召开压水堆核燃料组件设计和制造标准研讨会。全国核能标准化技术委员会主任委员周永茂院士、核燃料分会主任委员李冠兴院士、分会副主任委员/国防科技工业局核工业司林森副司长及燃料设计制造专家与会,

简介：描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。

简介：高可靠性、长寿命是专用机械设备重要效能特征,设计阶段进行专用机械设备系统可靠性研究尤为重要。本项工作通过专用机械设备系统可靠性建模、指标分配、故障模式影响及危害性分析、关键件可靠性和耐久性设计、系统可靠性预计五个步骤的研究,提出了主要部件的可靠性保证措施和具体改进建议,改进后的可靠性预计结果表明,专用机械设备满足了设计任务要求。通过本项研究,摸索出了"突破少数关键、归整多数零碎"的专用机械设备系统可靠性设计思路,为专用机械设备可靠性研究奠定了方法和技术基础。

简介：介绍了核电厂设备安全分级的目的以及安全分级的定义。比较了几种安全分级标准的差异,确定了安全分级的对象。根据安全分级的法规依据,阐述了安全功能的定义和种类,探讨了安全分级的方法、具体步骤和安全等级的分界,以及对确定为安全级机械设备的要求,最后提出了机械设备安全分级与电气设备安全分级的关系,以及机械设备安全分级与系统安全分级的关系。

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简介：描述了APl000主管道的制造技术要求，对国内近期APl000主管道热段的研制情况进行了综述，介绍了目前APl000主管道制造许可证的申请和颁发情况。

简介：介绍了阻尼器在核电厂中的应用和分类,机械阻尼器和液压阻尼器的结构及工作原理,阐述了对核级阻尼器的相关要求,重点探讨了阻尼器制造的关键技术,展望了阻尼器在核电厂中的应用及其国产化前景。

简介：本文利用XAFS方法研究机械合金化方法制备的Fe100-xCux(x=0,10,20,40,60,70,80,100,x为原子百分比）合金中Fe、Cu原子的局域环境结构随组成的变化。对于Fe100-xCux二元混合物，当x≥40时，Fe原子的近邻配位结构从bcc转变为fcc，但Cu原子的近邻结构保持其fcc不变；与之相反，当x≤20时，Fe原子的近邻配位保持bcc结构而Cu原子的近邻配位结构从fcc转变为bcc结构。XAFS结果还表明fcc结构的Fe100-xCux中Fe的无序因子σ（0．009A）比bcc结构的Fe100-xCux中的σ（0．081A）大得多；并且在同一机械合金化Fe100-xCux（x≥40）样品中Fe原子的σ（0．099A）比Cu原子的σ（0．089A）大。这表明机械合金化的Fe100-xCux样品中Fe和Cu原子可以有相同的局域结构环境但不是均匀的过饱和固溶体，而是fcc或bcc合金相同时存在Fe富集区和Cu富集区。

简介：反应堆压力容器是核电厂的核心设备,在国产化制造过程中发生了较多质量问题.通过对压力容器制造过程中不符合项及质量监督发现问题等数据的统计分析,研究了压力容器在国产化制造过程中质量控制的特点和难点,分析了问题的根本所在并指出改进方向.所述数据、内容与观点将为进一步做好反应堆压力容器以及其他类似设备制造质量控制和监督管理提供参考和指导.

简介：Inconel690合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的高温机械性能,因而被广泛应用于压水堆核电厂核岛设备的制造.作为反应堆结构材料,抗晶间腐蚀是应具备的重要性能,工程设计文件中通常要求对690合金进行晶间腐蚀检验,然而在标准中却没有该项内容.通过晶间腐蚀机理、690合金的耐蚀性能和热处理工艺对其的影响等方面,分析了反应堆压力容器制造过程中690合金进行晶间腐蚀检验的必要性.

简介：本文利用某型机械密封的无失效数据估计其可靠性指标。在寿命服从两参数威布尔分布时，分别基于配分布曲线法和修正似然函数法给出了参数估计值和给定时间的可靠度估计值，并分析了在两种不同方法中，影响参数估计值的主要因素，还比较了取不同权值时相应的可靠度大小关系，最后分析了两种方法的适用范围。

简介：本文结合三代核电对设备自主化和国产化的要求,讨论了标准化设计体系、先进核电标准体系、合格供应商体系、仿真与快速制造技术体系、设计制造单位联动体系等三代核电设备的设计和制造保障体系的建设,探讨了从设计和制造的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本策略。