简介：讨论了ANSI/ANS10.4:2008(第二次修订版)的特点,介绍了ANSI/ANS10.4:2008对1987版的主要修改,最后提出对EJ/T617-1991(对应ANSI/ANS10.4:1987)修订的建议.

简介：1现状调查海水循环水泵电机是核电站重要的电气设备之一,其主要作用是核电站在机组启动、加载、额定功率以及故障等各阶段能够驱动海水循环系统的泵组为其提供源源不断的动力,保证海水循环系统能够正常工作.

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：为探讨在我国采用HAF003法规进行核电项目建设的前提下,采用AP1000技术路线进行建设的核电站核设备采购中NQA-1标准的执行,文章对NQA-1规范与HAF003法规内容中核设备采购、制造涉及到的质量保证要求进行对比,并进行相应的应用分析。

简介：一回路冷却剂中同位素碘的放射性活度大小是核电厂重要安全限值之一,是判断燃料元件的安全性能提供最直接的依据,因此对它的准确监测尤为关键.通过质量管理(QC)小组活动程序对一回路同位素碘监测偏差几率大的原因进行了调查与分析,通过对策实施将偏差几率由15.44％降低到5.44％,更有效低为核电站的安全稳定运行服务.

简介：通过分析300MW压水堆核电厂标准（以下简称“标准”）在两个核电工程中所起的作用和带来的经济效益及社会效益，问述了其扩大适用范围的可行性，并提出了建议．

简介：RCC—C压水堆核电厂燃料组件设计和建造规则,是法国核电六项设计和建造规则之一。本文主要论述将RCC—C转化为我国相应标准的必要性和可行性。1转化的必要性由法国核岛设备设计和建造规程协会(AFCEN)的RCC编辑委员会RCC—C分编辑委员会编写的RCC—C,既讲燃料组件(包括燃料棒和骨架,骨架由上管座、下管座、导向管、仪表管和定位格架组装而成),又讲相关组件(包括控制捧组件、可燃毒物组件、一次中子源组件、二次中子源组件和阻流塞组件);既包括原材料和零部件的特性要求,又包括制造、检验和质量保证,既阐述了设计内容,又阐述了安全要求的比较全面的核燃料标准,而且,六个RCC标准之间联系接口处理得当,使之

简介：通过介绍过程FMEA在中核建中核燃料元件有限公司开展的过程,对生产型企业如何结合企业实际情况开展过程FMEA的流程和注意事项加以说明,并介绍了故障模式严酷度等级、故障模式被检测难度等级、故障模式发生概率等级,以及RPN临界值的制定方法。

简介：本文对通用该仪器的标准体系进行了分析和研究，针对标准体系中的问题提出下述建议：积极、认真采用国际标准，同时将中国的核仪器标准推向世界；适当调空体系表的结构和标准配置，使其更加完善、科学和适用；加强技术基础标准的建设，促进整个核仪器的标准化；充实门类测试方法标准，理项标准级别，进一步完善标准体系。总之应提高标准质量，包括标准的系统性、可读性和可操作性．充分发挥标准的作用，为通用核仪器的生产开发、检验测试、质量保证和实现“三化”服务．

简介：对国内外高放废物处置前管理相关标准情况进行阐述，重点对我国高放废物处置前管理的技术规定、高放废液整备、贮存等标准化问题进行研究，并提出一些新的标准项目，初步形成了我国高放废物处置前管理标准体系表.研究过程未考虑乏燃料直接作为废物进行处置这一方案，将在其他文章中重点阐述.由于工艺尚未成熟，高放废液的分离也未列入研究范围之内.

简介：

简介：以流向事故传感器为例,运用可靠性技术对核工厂使用的专用传感器的失效规律进行分析,对失效分布数据进行了拟合计算,得到了传感器的特征寿命,从传感器结构方面进行了可靠性分析。

简介：在编写标准（或标准化文件）时,对无标题子条与列项可能出现不正确的认识,对此,笔者依据其认识和经验,在本文中阐述了无标题子条与列项的意义,并对它们进行了比较,归纳出一些不规范或不准确的表述方式,与大家共勉.

简介：核电自主化、国产化、产业化的发展形势要求我国核电行业标准化建设与之相适应,并成为推动我国核电产业自主化、国产化的重要技术支撑。但目前我国还没有权威、统一、协调、与我国工业体系和技术基础相适应的标准体系。尽快建立健全我国的核电标准体系已经成为业界的共识。本文提出我国核电标准体系框架建立可以参照电力行业标准体系的结构;根据我国批量建造核电站的需求,按照堆型建立压水堆核电厂设计建造标准体系;我国核安全法规导则与核电技术标准应有效衔接等的设想,并对填补国内核电标准的空白领域提出了建议。

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：

简介：新一代专用设备中,作为其关键的结构材料7A60铝合金的使用温度可能会提高到T1,为了研究升高温度对铝合金材料寿命的影响,开展了T2(T2>T1)温度下铝合金材料的持久强度试验,蠕变试验以及断裂机理的分析研究,得出以下结论:(1)T2温度下铝合金材料10年的持久强度为σ1T20年(99%)=(1.58±0.17)σ0MPa;(2)在温度为T2,总变形量为1.5%时,7A60铝合金材料10年时的蠕变极限为:σ1T2.5%(10年)=1.51σ0MPa;(3)随着使用温度从T0升高到T2,铝合金材料10年时的持久强度和蠕变极限分别降低了18%和12.2%,降到1.41σ0和1.51σ0;(4)在温度为T2,不同应力水平下,铝合金材料的断裂机理相同,均在断口中部呈现台阶状的裂纹扩展区域。

简介：

简介：用NPL防护水平次级标准NE2550剂量率仪对国防计量系统和有关厂矿的防护水平60Co和187Csγ辐射场进行了照射量率的测量和反平方律的检验,并作了照射量率的比对。137Csγ辐射场照射量率最大相差+3.6％(2.58×10-6-2.58×10-4Ckg-1h-1),而60Coγ辐射场最大相差分别为+1.4％(2.58×10-4-2.58×10-3Ckg-1h-1)、+9.9％(2.58×10-6-2.58×10-4Ckg-1h-1)和+24.5％(2.58×10-7-2.58×10-6Ckg-1h-1)。60Co和137Csγ辐射场的照射量率,在一定的距离范围内反平方律在±5％以内符合。