简介：新一代专用设备中,作为其关键的结构材料7A60铝合金的使用温度可能会提高到T1,为了研究升高温度对铝合金材料寿命的影响,开展了T2(T2>T1)温度下铝合金材料的持久强度试验,蠕变试验以及断裂机理的分析研究,得出以下结论:(1)T2温度下铝合金材料10年的持久强度为σ1T20年(99%)=(1.58±0.17)σ0MPa;(2)在温度为T2,总变形量为1.5%时,7A60铝合金材料10年时的蠕变极限为:σ1T2.5%(10年)=1.51σ0MPa;(3)随着使用温度从T0升高到T2,铝合金材料10年时的持久强度和蠕变极限分别降低了18%和12.2%,降到1.41σ0和1.51σ0;(4)在温度为T2,不同应力水平下,铝合金材料的断裂机理相同,均在断口中部呈现台阶状的裂纹扩展区域。

简介：该出版物涵盖与厂址相关的因素以及有关运行状态和事故条件的现场组装相互作用因素,包括应对紧急事故的保证措施、非组装相关的自然因素及人因导致的安全重要事件。本安全要求标准中所考虑的外部人因事件都是偶发事件。该标准不覆盖为避免第三方故意行为对核设施装置安全进行的实体保护。此前关于本主题的安全标准适合陆上固定热中子核电厂,该标准则适用于范围更广的核设施,采用以评估对人和环境带来的辐射风险为标准的分级方法。

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：核工业标准化研究所的标准化工作经过20多年的开发和积累已构成雄厚的力量和资源,形成较强的技术优势,这包括核领域及其标准化方面丰富的专业知识和工作经验、对《中华人民共和国标准化法》及其实施

简介：《ASME锅炉与压力容器规范》第Ⅷ卷第2册包含了压力容器及其相关的泄压装置的设计、材料、制造、检验、检查、试验、认证的强制性要求、具体禁令和非强制性指导。该文献旨在说明用于锅炉与压力容器规范第Ⅷ卷第2册的设计计算。

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。

简介：

简介：中国核工业总公司:你总公司以核总科发〔1995〕215号文报批的《核科学技术术语核仪器仪表》等3项国家标准草案,业经我局批准,并在《发布国家标准公告》中发布。编号和名称如下:推荐性标准:

简介：本安全要求对充分准备与响应核应急或放射性紧急事故提出要求。这些要求的应用同样是为了缓解核应急或放射性紧急事故所带来的不良影响,尽管防止紧急事故的发生已做出很大努力。这些要求由政府从国家层面实施,表现方式为通过立法和设定法规,以及通过其他安排,包括分配责任（例如：向运营机构或设备及活动的执行人员;向地方或国家官员;

简介：2014年8月25日～26日，南能源行业核电标准化技术委员会秘书处组织有关单位专家和代表在北京召开了能源行业核电标准《非能动压水堆核电厂工程设计图形符号和文字代号》、《非能动压水堆核电厂系统设备代码》《非能动胝水堆核电厂文件代码》3项标准送审稿的专家审查会。

简介：能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年7月10日～11日，在北京组织召开了核电标准的审查会。本次会议审查了由哈尔滨汽轮机厂有限责任公司主编的《核电厂汽轮机转子设计制造规范第1部分：整锻转子》、《核电厂汽轮机转子设计制造规范第2部分：套装转子》和《核电厂汽轮机转子设计制造规范第3部分：焊接转子》3项标准。来自上海发电设备成套设计研究院、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院等8家单位的18位专家和代表参会。

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