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：引言假定McCoryLake矿山目前处于规划阶段。钻井结果表明:矿山将是高品位、低吨位投资。用7天一周期的时间来规划这个位于加拿大北部的矿山。7天中,工作人员每天将工作12小时,以后的7天,他们将飞回他们家中。目前,规划小组正考虑三种采矿方法（图式各样Ⅰ-1）:（a）严格的充填开采法;（b）深孔崩落回采法;（c）垂直后退式开采法。这些采矿方法正在研究之中,原因是矿石和围岩与已知矿石带的泥浆层的接合面高度断裂。根据该地区其他矿山运行的经验表明:在这个矿石带将需要大量的地层支架,或者是工作人员必须远离矿石进行作业,要么进行遥控操作,要么从远离矿石的比较稳定的巷端钻比较长的钻孔直达矿石。矿井的入口将通过立井设置在底帮。假定:不考虑选定的采矿方法,用于立井、通风天井和列于表Ⅰ-1中的全部项目,对于这三种采矿方法而言其代价将是通用的。为简便起见,将这些通用的代价加进为每种

简介：为了帮助理解GB14585《铀、钍矿冶放射性废物安全管理技术规定》及其支持性标准EJ/T683《铀、钍矿冶放射性废物的安全管理》,现将国际原子能机构第85号安全丛书的译文陆续登出,以供参考。

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：当前我国缺乏核燃料循环设施的具体洪水设防要求,使得在防洪设计方面难以找到明确的标准依据。文章总结、分析了当前中、美、国际原子能机构在核设施防洪设计旁面的标准现状,以期为修订或完善我国核燃料循环设施洪水设防标准提供参考和依据。

简介：通过本单位保密认证工作的实践,本文详细阐述了PDCA应用于保密认证工作的做法及其应用效果。

简介：7防护技术7.1一般原则7.7.1对于开发矿山和建造选冶厂,使辐射危险的范围控制在可合理达到尽可能低的水平是基本的目标。经严格设计和建造的矿山和选冶厂,比较容易使辐射防护系统保持良好状况,并且一般情况下,比在设计和建造阶段没有考虑合理的辐射防护原则更容易补充任何附加的辐射防护措施。7.2矿山设计7.2.1实际中,矿山设计的选择是通过研究技术和经济上的准则来完成的。由于作业环境存在辐射,给工作人员造成一种潜在踺康危害,因此,建议进行最优化分析。最优化分析的结果可能改变矿山设计人员所考虑方案的顺序,并且这种结果还应该引入工艺选择的决策中。在确定如何有效地控制辐射危害时,正确的矿山设计起着一种关键的作用。在降低工作人员辐射照射方面,矿山设计的作用是双重的。7.2.2第一个作用是提供适当的孔道系统,以满足有效风量分布。第二个作用是安排采矿的顺序和方法要使得围绕工作人员的空气流中积累的气载放射性污染物最小。7.2.3虽然可以简单地陈述矿山设计的作用,但按需

简介：磨削线为化工粉冶车间关键重要设备，是芯块生产加工的最后一道工序。在近年的芯块生产中，由于磨削线设备存在诸多缺陷，导致磨削线在运行时出现了各种问题，影响了生产效率、产品质量及设备的稳定运行。其中影响最显著的是磨削线的卡堵问题，这直接导致废料量明显增加，芯块生产效率和合格率降低，同时导致芯块磨削后直径波动较大等问题。同时，该磨削线无数据采集和分析、在线监控和故障报警的控制系统，不利于对设备运行和产品质量的控制。针对以上情况．对磨削线进行了优化改进。

简介：本文旨在通过蒙特卡罗(MC)理论模拟计算方法来确定地面放射性测量模型标准(Y系列模型体源)表面中心点上方不同高度的剂量率/比释动能率,为将我国地面放射性测量模型标准转化为环境电离辐射模型体源标准提供理论依据。在建立MC数学理论模型的基础上,采用MCNP模拟计算软件计算Y系列模型体源表面中心点上方不同高度的空气吸收剂量率/空气比释动能率,由此,拟合出了能客观反映我国模型体源表面上方单位放射性核素含量的空气吸收剂量率/空气比释动能率,并对其计算结果与其它实验方法实测的结果(G(E)函数法、高气压电离室法、TLD法)进行了比对,比对结果在10%内符合;同时对其计算结果的不确定度进行了评定,其合成标准不确定度为3.0%。

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.

简介：近些年随着国内核电机组的大量投运，试验频次已大幅增加，人们对试验的认识也不断深化．积累的经验也相当丰富，因此如何优化试验工艺流程，缩短工期已逐渐成为所有相关从业者的共同愿望，如何在核安全、质量与工期、效益之间寻找合适的“平衡点”，已成为核电从业者必须解决的重大课题。根据多年的现场实践，文章比较全面地总结了近年来安全壳打压试验的重要经验以及在试验工艺优化方面所做的一些初步尝试，并对该试验未来可能的优化方向进行了较深入的探讨。

简介：插图是标准中常见的一种表述形式.在能源行业核电标准中,插图的编排既要遵循GB/T1.1-2009《标准化工作导则第1部分:标准的结构和编写》的规定,也要符合插图的编排习惯.文章针对能源行业核电标准中插图的不足,总结了标准中插图的编排规范并探讨了编辑加工过程中对插图的优化问题.

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：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：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。

简介：

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。