简介：主管道是核电厂反应堆冷却剂系统的主动脉。某制造厂在主管道预制资质取证模拟件制作过程中出现环焊缝横向拉伸试验结果不满足RCC-M标准规范要求,通过对比不同标准规范下的管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则,得出从严要求的监管原则。从而得出核电标准与规范的编制是核电国产化的关键,是核电发展实现系列化、标准化和规范化的基础,我国核电建设亟需建立一套适应国情的、统一完整的压水堆核电厂标准体系。

简介：主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.

简介：综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。

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：当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子（RiskReductionWorth,简称RRW）和风险增加因子（RiskAchievementWorth,简称RAW）完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

简介：1前言对任何一个生产技术领域,从科研开发、成品生产到市场销售,都离不开测试系统,测试系统得出的测试数据,可为科研开发提供指导性信息、诊断生产过程是否处于受控状态、确认产品质量是否符合技术规范的要求;虽然,测量的数据并不直接参与市场竞争,但它在市场竞争中起着不可忽视的作用。测试系统的重要性不仅体现在生产技术领域,在医学、法律学和环境科学等领域亦是非常重要,只是体现的方式有差异而以。测试系统的重要性在核工业领域体现尤为突出,由于核工业的特殊性,它的核产品价值昂贵,核设施的安全涉及公众的安全和国际政治影响,核材料的管制更是如此。如在燃料组件生产过程中,如果由于测试数据不准确导致不合格的产品进入反应堆,将发生烧结或破损事故,直接影响核电站的安全,甚至造成巨大的经济损失和国际影响;在核材料管制中,若测试数据不准确,不能及时觉查特殊核材料不平衡,甚至丢失或被盗,将酿成恶劣的政治影响。由此可见,测试数据可靠性的重要意义。各国对核工业测试系统都非常重视。如美国,有一套有关核工业测试系统的质量控制和相关标准。

简介：成像板是一种新型的集成式面探测器系统，近年来被广泛用于X光，特别是高强的同步辐射X光实验。为改善BSRF的探测条件和水平，最近BSRF购进了一套日本FujiFilm公司生产的BAS－2500成象板探测系统，提出供给广大用户使用。本文介绍了IP的工作原理、特性及应用，并对BSRF的IP探测系统作一简要介绍。

简介：北京同步辐射装置（Beijingsynchrotronradiationfacility,BSRF)3B1B生物光谱实验站已经投入运行，该站的主要工作是测量样品的圆二色性。本文介绍该站为获取稳定的圆二色信号所做的工作。

简介：本文重点介绍研制的同步辐射X射线入射强度实时在线监测系统。

简介：探测系统的死时间,就是能够将两个事件(或脉冲)区分开的最小时间间隔。系统的死时间主要由探测器及与其配套的电子测量系统决定。本文介绍了利用双源法和振荡仪法分别测定FP-180标准装置的系统死时间,比较了这两种方法的优缺点并简单介绍了其他测定死时间的方法。

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：

简介：介绍了核电厂通风空调系统安全分析的内容和要求，并结合二代改进型核电厂中一个典型专设安全设施通风空调系统的实际，具体说明了核电厂通风空调系统安全分析报告审评中的关注点。

简介：本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。

简介：核电厂一回路压力边界存在的死管段现象易导致设备缺陷,对主冷却剂泄漏率控制具有重大影响,此类缺陷处理的技术难度和标准很高。本文对某核电厂实施的国内首次死管段止回阀及缺陷管道更换项目进行了分析,结果证明,通过技术方案保守分析和选择、采用故障树分析法确定项目风险点并进行分类、采用鱼骨图分析法确定风险管控措施并分阶段进行过程控制等,可提高项目管理的可靠性。

简介：详细介绍了软X射线绝对光强测量系统的设计和结构及其标定的情况和结果。测量系统包括电离室、监测（或待标定）探测器及其传动系统两部分，可作为50－2000eV软X射线绝对强度测量的一级标准探测器，并给出了系统的偏差。

简介：尊敬的作者和读者：感谢您长期以来对本刊的支持!为适应期刊网络化和数字化发展的需要,缩短稿件处理周期,促进期刊出版的规范化和科学化,更好地为广大作者和读者服务,《核安全》期刊采编系统将于2017年9月1日上线,并正式投入使用。网址：http：//haqy.cbpt.cnki.net/。此系统将作为《核安全》唯一投稿方式,

简介：IEC62645：2014为核电厂基于计算机的仪表和控制（I＆C）系统、或集成的硬件描述语言（HDL）程控设备（HPD）（以下简称I＆CCB＆HPD系统）有效安全程序的开发和管理确立要求并提供指南。这些要求和指南的固有准则是电厂I＆CCB＆HPD系统安全程序遵循适用的国家I＆CCB＆HPD系统的安全要求。本标准的主要目的是规定足够有计划的措施，以便对使用数字化手段（攻击计算机）对I＆CCB＆HPD系统的恶意行为进行预防、侦测并做出反应。这包含一切不安全状况以及设备损坏或电厂性能退化。

简介：能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年8月6日～7日，在北京组织审查了由中国核动力研究设计院主编的核电行业标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范》。来自环保部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司等9家单位的12位专家和代表参加了此次标准审查会。

简介：本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟，分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明，总体通流面积不变，随着传热管数量增加，热交换器出口温度变小，水箱水温整体提升，热分层现象显著，自然循环趋势明显；质量流量不变，随着冷却剂入口温度的增加，入口流速增加，热交换器出口温度变大，但降温幅度也变大，水箱平均水温升高，热分层范围扩大，自然循环流速加快。