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：对立式剪切机送料系统进行了功能分析,特别对送料系统的传动链进行了故障模式影响分析(FMEA)和故障树分析(FTA),得出了影响送料系统可靠性的关键件、重要件,确定了顶事件的最小割集,依据底事件发生概率预计准则定量计算了顶事件发生概率,并根据分析结果提出了立式送料剪切机送料系统的传动链设计、操作、维护等方面的注意事项。针对调试过程中送料系统中万向节组件发生过掉销现象,对其进行了可靠性分析仿真,提出了结构改进方案及具体的安装要求。

简介：文章对美国和法国的核燃料标准体系进行了介绍，重点对我国压水堆燃料标准体系及其包含的主要法规标准进行了梳理和综述，并建议短期参照美国标准补充与锆材相关以及安全相关的标准，以适应我国目前的发展需要和完善我国的核燃料标准体系，从长期来看应将我国与压水堆燃料设计和制造有关的标准整合成如RCC—C形式的综合性标准，以彻底解决压水堆燃料的标准问题。

简介：

简介：设备质量的好坏会直接影响快堆工程的整体性能,而且,会影响到工程的进度。因此,如何保证采购质量,对整个快堆工程至关重要。通过几年来的工作,我们认为做好以下几个方面的质量保证工作,尤为重要。

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：在分析压水堆核电厂安全重要电气设备的类型和功能的基础上,确定了其标准的需求情况.在跟踪国际标准或国外先进标准的同时,结合我国核电工程的实际情况,制定相应的设备设计、制造及鉴定标准,确保压水堆核电厂安全重要电气设备在核电厂正常运行、预计运行事件或事故工况下完成其相应的安全功能.

简介：文章针对反应堆工程研究所计量具体工作如标准管理、量值传递、校准实验室运行、计量档案管理等过程中存在的问题进行了具体分析,并阐述了计量工作时效性强、准确性要求高、对计量工作从业人员责任心要求高的特点,最终对于反应堆工程研究所计量工作提出了改进建议。

简介：国际原子能机构（IAEA）依托已有的核安全标准,开展的设计安全评估服务（DSARS）得到了业内广泛的认可,通用反应堆设计评估（GRSR）即是其中一种：文章首先对IAEA核安全标准的三个层次及其主要内容进行简单梳理,然后结合已经开展了的GRSR评估活动,对评估的流程、内容、结论等方面进行介绍,同时还对评估过程中专家重点关注的内容进行了简单归纳,最后给出了开展GRSR评估的指导性意见。

简介：介绍了国际热核聚变实验堆(ITER)计划的产生背景及发展过程。简述了国际ITER标准化研究的现状及我国在ITER标准化研究领域中开展和将要开展的工作。

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,

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简介：本文以复审者的分析研究报告为依据,就300MW压水堆核电厂标准经过五六年来的实践作一总结,并就其特色和不足作了分析,最后对编制核电调试方面的标准,提出建议。

简介：文章概述了小型模块化压水反应堆（以下简称小堆）厂址适宜性要求、国际上现行应急计划区的分区和大小,介绍了反应堆应急计划区的确定方法,同时对我国小堆应急计划区的划分提出可能的建议。

简介：本出版物替代2005年作为国际原子能机构《安全标准丛书》第NS-R-4号印发的“安全要求”出版物《研究堆安全》，并已考虑2006年出版的原子能机构《安全标准丛书》第SF-1号《基本安全原则》。促进核安全的各种要求旨在确保达到可以合理实现的最高安全水平，以保护工作人员和其他现场人员和公众，以及保护环境免受核设施引起的电离辐射的有害影响。

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简介：反应堆压力容器是核电厂的核心设备,在国产化制造过程中发生了较多质量问题.通过对压力容器制造过程中不符合项及质量监督发现问题等数据的统计分析,研究了压力容器在国产化制造过程中质量控制的特点和难点,分析了问题的根本所在并指出改进方向.所述数据、内容与观点将为进一步做好反应堆压力容器以及其他类似设备制造质量控制和监督管理提供参考和指导.

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.

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