简介：文章针对先导式安全阀产品结构比较复杂、零部件数量和种类较多的现状,在零部件的级别上着重开展通用化和系列化研究,对先导式安全阀中的通用化零部件进行了系列化规划。利用专用软件作为参数化零部件数据库,对通用化零部件资源进行管理。

简介：1现状调查在电厂,汽轮机再热阀是控制蒸汽由高压缸进入低压缸的重要设备,依靠阀门开度大小从而控制蒸汽进入低压缸的流量,进而影响机组运行功率,对于调控机组的安全稳定运行有重要意义.

简介：

简介：首先针对稳压器先导式安全阀定型产品开展了可靠性模型研究和分析,在此基础上,采用传统机械设计方法完成了新型先导式安全阀的初步设计,然后针对初步设计,逐步开展机械可靠性设计与分析的工作项目。最后,针对工程样机进行了可靠性研制试验和可靠性分析评价研究。按照指数分布统计试验计算得到的平均寿命的单侧置信下限θL≈56>35次(置信度为95%),满足平均寿命的指标要求。按照二项分布的可靠度单侧置信下限计算公式,得到安全阀动作成功率的置信下限为RL=0.99969(置信度为95%),满足可靠性指标要求。

简介："三代"核电厂相对"二代加"在安全性和先进性方面都有改进,这些改进体现在设计和建造法规标准当中,透彻理解EPR设计建造标准是掌握"三代"核电厂设计和建造技术的基础。主要阐述了EPR/CPR设计建造标准的变化。EPR标准的变化适应了EPR堆型本身的特点,如60年寿期、满足更高的安全要求等特点。其主要变化还体现在经验反馈、新技术应用、适应新的法规要求、引用标准的更新等。

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：本文探讨了在核电工程的技术引进和设备进口过程中,各个不同设计阶段标准化工作的内容、工作流程和基本方法,以及处理不同标准体系之间关系的工作思路。提出了在建议书阶段、可研阶段、谈判签约阶段、联合设计阶段中,对标准化资料的收集与整理、标准转化与标准化审查、设计图样转化等过程的工作内容和工作方法。

简介：为了确定核电厂反应堆控制棒驱动机构(CRDM)焊接机焊接工艺参数,应用正交试验设计法进行了Ω焊缝焊接工艺评定试验,用数理统计方法分析了对焊缝质量产生影响的各焊接参数的主次顺序,得到了最优生产条件。

简介：1引言核电厂的固有质量是设计过程中设计出来的,是在核电厂建造过程中实观并在电厂运行过程中体现出来的。保证核电厂设计的质量,在一定程度上就保证了核电厂的质量。因此,核电厂设计的质量保证至关重要。然而,一方面设计过程不产生看得见,摸得着的“物项”。设计的质量不能定量地被测定,也不会直观地显现出来。对设计质量,往往只能提出一些定性的软指标要求。另一方面,我国的核安全法规HAF0400《核电厂质量保证安全规定》及其导则HAF0406《核电厂设计中的质量保证》对设计过程捉出的质量保证要求也是比较笼统和原则性的。由于这两方面的原因,很可能会导致人们对设计过程中的质量保证不象对核电厂建造过程中的质量保证那样重视。事实上,目前国内也确实存在着这种“重硬轻软”的倾向,笔者认为,要保证核电厂的质量,必须首先抓住核电厂设计的质量。在核电厂建设的初期,即设计阶段,应该特别重视设计质量保

简介：对于高可靠性、长寿命的专用设备,随着研制阶段的不断深入,其可靠性越来越受到重视和关注,为了考核其相应的可靠性指标,需要开展加速寿命试验研究。为了在节省加速寿命试验时间和费用的条件下,同时可获得精度和稳健性较好评估结果,在充分利用该专用设备以前恒加试验信息的基础上,基于两个加速应力水平,推导出了正常应力水平下,以该专用设备对数特征寿命的渐进方差为目标函数的步进试验方案优化设计的数学模型,文中基于该数学模型结合该专用设备的可靠性试验周期和试验样本量,给出了步进试验的优化设计方案。

简介：本文依据GB/T19000-2000标准中“不合格的定义”,阐述了对设计单位质量管理体系和设计产品中出现的不合格的见解,提出了对不合格进行控制和处置的目的以及设计单位在处置不合格时应注意的环节。

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简介：鉴于我国全面引进了AP1000非能动核电技术,很多系统的设计发生了革新型的变化,其中消防系统的设计就采用了一种不同于以往的防火设计理念,因此文章简要介绍和分析了美国用户要求文件(URD)第Ⅲ卷对非能动压水堆核电厂消防系统的设计要求,讨论了编制我国相关标准应关注的问题.

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：在相当长的一段时间内,我国都将是以RCC系列为基础的规范标准(针对第二代加改进)和以美国ASME、IEEE等为基础的规范标准(针对第三代)并存的局面。如果我们能在实践中不断合理地扩大这两个系列之间的兼容范围,则有可能在将来制定出我国统一的,既符合我国国情又与国际接轨的压水堆核电标准规范来。

简介：针对稳压器先导式安全阀的整定碟形弹簧,采用应力—强度干涉模型法进行强度可靠性设计。根据可靠度计算结果,对碟形弹簧的几何参数进行了调整。调整后的碟形弹簧不仅满足设计变形量和承载能力的要求,其可靠度也满足可靠性指标分配的要求。通过安全阀整定弹簧的可靠性设计,可避免碟形弹簧在使用过程中产生过量的塑性变形,防止碟形弹簧因发生松弛对安全阀的压力定值精度造成影响。

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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：通过对造成样品水解合格率低的原因开展逐一调查分析及确认,找到了主要原因,并针对主要原因制定了相应的对策,同时加以实施,成功的将样品的水解合格率从75％提高到了90％以上,为及时向公司(四川红华实业有限公司)反馈工艺信息及产品质量监督提供了有力的保证.