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15 个结果
  • 简介:注胶是专用设备电机生产过程中的“关键工序”,注胶生产过程中形成的胶缺陷不但给后续加工带来极大的不便,严重时会导致电机产品报废,造成极大的经济损失。文章针对电机胶质量异常问题,经过系统分析确定胶体未完全固化是电机胶缺陷的主要症结,并采取循环水系统改造、电气控制系统优化、阀门清洗等多项改进措施,彻底解决了胶体未完全固化问题,使电机胶缺陷不合格品率由6.58%下降至0.12%。

  • 标签: 电机 注胶 胶面缺陷
  • 简介:1引言本文通过对在许多国家已广泛开展而我国刚刚起步、即将全面铺开的“实验室认可”工作及相关国际则(主要是ISO/IEC则25)的介绍,希望能引起核科技工业系统的广大职工,特别是从事计量测试及其它测量工作以及质量、标准化工作的技术和管理人员的高度重视,注意这一新动向,加强有关理论知识的学习,积极参加有关部门组织的培训,做好准备,迎接新的挑战,使我们的工作纳入科学化、法制化的管理轨道,并加速与国际市场接轨的步

  • 标签: 实验室认可工作 导则25 ISO/IEC 验证测试 校准实验室 质量体系
  • 简介:本文利用X射线小角衍射和漫散射技术研究了两组具有不同GMR的NiFe/Cu多层膜样品的界面结构。利用在CuK吸收边附近的能量扫描得出了关于NiFe和Cu层的结晶性情况。结果表明两组样品在界面结构和结构性上有明显的区别。另外,我们还发现NiFe和Cu层的原子密度差别比块材料的差别大27%。

  • 标签: X射线导常散射 NiFe/Cu多层膜 结构
  • 简介:核行业标准《核行业安全生产检查则》首次系统、全面地规范了核行业安全生产检查的基本要求和基本程序,为保证标准的编制质量,2010年5月20日至25日,《核行业安全生产检查则》专家研讨会在四川成都召开。《核行业安全生产检查则》共分为12个部分:———第1部分:安全生产检查基本程序;———第2部分:综合安全管理检查;———第3部分:铀地质矿冶安全生产检查;———第4部分:核燃料安全生产检查;———第5部分:核电厂安全生产检查;———第6部分:研究堆和临界装置安全生产检查;———第7部分:核燃料后处理厂安全生产检查;———第8部分:放射性废物管理设施安全生产检查;———第9部分:核技术应用安全生

  • 标签: 安全生产检查 导则 研讨会 行业标准 基本程序 专家
  • 简介:介绍了国际上对PSA开发质量和应用过程进行规范的技术标准和则,以ASME标准和RG1.174、RG1.177为例,对这些标准和则的适用性进行了分析,并结合我国的PSA开发与应用趋势,提出了建立我国技术标准和则的建议。

  • 标签: 概率安全评价 标准 导则
  • 简介:根据国际原子能机构(IAEA)新发布的《工业射线探伤辐射安全》安全则草案关于γ探伤安全评估、检查与维护等方面的要求,结合国内情况给出了关于γ探伤的几点思考,以便为提高我国工业射线探伤单位辐射防护水平提供指导。

  • 标签: 安全评估 辐射安全 γ探伤
  • 简介:介绍了大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理则,重点是大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理则的组成和特点,并对福岛核事故后大亚湾和岭澳核电厂所做的改进进行了介绍.

  • 标签: 严重事故 管理 导则
  • 简介:反应堆事故工况下,钢制安全壳是防止放射性物质向环境释放的重要屏障,因此有必要研究分析事故条件下传热削弱因素(如壁油污和锈斑)对安全壳完整性的影响,以评估安全壳的潜在失效风险。本文应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以冷管段双端剪切事故为基准工况,分别研究了壁油污和锈斑为代表的不利因素对钢制安全壳温度和压力的影响。分析结果表明:事故发生后1000s内,壁油污和锈斑的位置和面积对换热的影响甚小,1000s后油污和锈斑面积对安全壳压力和温度的影响占主导地位;起拱线附近油污或者锈斑面积超过湿区面积的20%时,安全壳均可能面临失效风险。

  • 标签: 油污 锈斑 非能动安全壳 双端剪切 安全壳完整性
  • 简介:本文论述了EJ/T1054—1997《核材料实物保护则》修订过程中,对主要内容的修订考虑,涉及标准叙述架构、技术指标和具体条文内容的更新及补充。

  • 标签: 修订 核材料 实物保护
  • 简介:2016年5月10日,能源行业核电标准化技术委员会秘书处在深圳组织召开了核电标准化研究项目“核电厂严重事故管理则格式内容标准化研究”的验收会。来自环保部核与辐射安全中心、中广核研究院有限公司、中国核动力研究设计院等7家单位的18位专家和代表参会。

  • 标签: 标准化技术委员会 严重事故管理 核电厂 导则 能源行业 安全中心
  • 简介:在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战.《AP1000核电厂严重事故管理则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性.本文对《AP1000核电厂严重事故管理则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一则.

  • 标签: AP1000 SAMG 技术支持中心
  • 简介:该出版物是对两项安全则的修订与结合,即IAEA安全标准系列No.NS—G-1.1和N0.NS—G-1.3。该出版物对以上两项安全则发布后仪表与控制系统发生的改变进行说明。主要变化与计算机应用的持续发展相关,也与仪表与控制系统的安全、稳定和实际使用上必要方法的演变有关。此外,也将人因工程学的进展和计算机安全性的需求纳入考虑范围。

  • 标签: 控制系统设计 安全导则 IAEA 安全标准 仪表 NO
  • 简介:为贯彻落实《中华人民共和国突发事件应对法》,提高民用核设施的应急准备和应急响应水平,国家核安全局对1989年8月发布的HAD002/01《核动力厂营运单位的应急准备》,1991年8月发布的HAD002/06《研究堆应急计划和准备》和1993年7月发布的HAD002/07《民用核燃料循环设施营运单位的应急计划》三项核安全则进行了修订。

  • 标签: 国家核安全局 核安全导则 应急准备 核设施 中华人民共和国 应急计划