简介：

简介：本文简要介绍了能力测试及其意义，着重描述能力测试中测量不确定度的表示和评定．

简介：2017年4月13日下午，国家能源局会同国家标准化管理委员会、国家核安全局在北京组织召开《“华龙一号”国家重大工程标准化示范实施方案》（以下简称《方案》）发布会，标志着“华龙一号”国家重大工程标准化示范正式启动。《方案》要求依托“华龙一号”示范工程开展核电标准化示范，利用4年左右的时间，进一步完善优化现有压水堆核电标准体系，健全一套自主的、能够满足“华龙一号”国内建设与出口需求的，涵盖核电全生命周期的压水堆核电标准体系。会上多家单位的领导作了主题发言。现将其摘录如下，以飨读者。

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简介：本文通过对我国核电发展历史和核电标准现状的分析,指出了加快建设我国核电标准体系的重要性和必要性,提出了核电建设的指导思想、发展思路、工作原则和发展目标。

简介：在经过二十多年的停滞乃至衰退后,世界核电工业近年来出现了明显复苏,而且将继续加速发展。无论是在过去的核电发展历程中,还是在今后相当长的一段时期内,水冷堆在世界核电领域都扮演着主要角色。世界上主流的水冷堆型主要包括:ABWR、ESBWR、AP1000、EPR、APWR、VVER、CANDU等,其中ABWR和ESBWR属于沸水堆,其它的都是压水堆。现将这七款堆型的发展情况概括介绍如下。1ABWR先进沸水堆(ABWR)是在世界范围内沸水堆(BWR)设计和多年运行经验基础上发展起来的第3代先进堆型,是目前世界上已获得US-NRC设计证书(1994年获得NRC的最终设计批准FDA)的最先进及最成熟的

简介：在多年核电发展进程中,欧洲主要核电大国已基本形成了自己的核电标准体系。为适应欧洲地区和世界核电的发展,在欧共体内制定了欧洲用户要求(EUR),对欧洲使用的标准进行了协调。为发展欧洲压水堆核电站(EPR),法马通公司与西门子公司已着手编制共同的核电标准。为在法国建造EPR,法国正在对所需标准进行研究修改。本文重点介绍了值得我国关注的欧洲核电标准发展动向。

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简介：当前,我国正以前所未有的速度加快核电建设,中国已成为全球最大的核电市场,与核电开发、实验、设计、建造、运营、退役等密切相关的核电标准工作受到了各方的高度关注。为了实现我国核电自主化健康发展,加快我国的核电标准建设已成为一项十分紧迫的任务。我国核电标准工作20多年的努力实践,使中国核电标准建设具有良好的工作条件,中核集团公司作为我国核电技术研发和工程服务的主要力量,将一如既往致力于我国核电标准建设工作。

简介：源项在核电厂放射性后果评价中意义重大。文章简要介绍了源项的概念，概述了核电厂事故源项的发展演变，揭示出不同的源项假设与核电厂厂址选择、放射性后果评价的紧密联系。同时分析了我国核电厂事故源项标准的现状，并对我国的源项标准研究提出了建议．

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：中核集团科技与国际合作部于2005年3月30日-31日在北京召开核工业铀化合物成分分析能力验证通报会(以下简称“能力验证”)。参加会议的有核燃料部、铀业公司主管计量的领导及有关单位和所有参加”能力验

简介：1核电产业总体形势和核电标准的重要作用核电是一种清洁、高效、优质的现代能源,发展核电对优化能源结构、保障国家能源安全具有重要意义.自从上世纪七十年代国务院决定发展核电以来,我国核电从无到有,得到了很大的发展.目前已投运核电机组15台、装机容量1254万千瓦,在建机组29台、装机容量3161万千瓦,在建规模居世界首位,初步形成压水堆核电站设计、设备制造、工程建设和运行管理能力.

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：近两年相当数量的核电标准在分行业分部门立项编制,存在核电标准定题界面重叠、内容划分不合理的问题。所以核电标准体系表的制定和发布,是指导我国核电标准选题和立项的当务之急,因此,尽快搭好核电标准制定的总体框架,是十分迫切的任务。

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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：本文通过对中广核集团在百万千瓦级核电机组工程建设和生产运行中积累经验的分析,提出了标准建设应以核电工程为依托,立足自主创新、依托产业基础、接轨国际水平、实现标准建设与核电产业发展相互促进的发展思路。