简介:
简介:该出版物属于评估与管理核电厂主要构件老化的系列报告之一,目前对安全余量评估和检查、监控与减缓核电厂混凝土结构与老化相关的退化的现行方法在本刊物中有记录。新堆型设计的含义和与旧版的差异在本刊中也得以讨论。这一信息的要点在于直接或间接地帮助相关方确保核电厂安全运行。
简介:对核电站设备采购项目进行质保监督监查时发现存在应用作废标准的现象,分析产生这些问题的薄弱环节,通过加强这些环节,达到保证核电设备制造质量的目的。
简介:科研院所中的核科研工程项目质量管理体系的策划和建立主要应满足所需遵从的强制实施的核质保法规及相关标准的要求,以及核科研工程项目特点的需要。文章通过在项目实施过程中对以上两方面的经验分析与总结,阐述了见解,并提出了核科研工程项目质量管理体系构建实施中遇到的共性问题和体会。
简介:1.8概率论安全评价方法及今后对安全评价的展望(1)概率论安全评价方法的用途及研究课题目前的安全评价做法是:假设某一设计基准事件(DBE),如果发生了该事件,评价核电站的行为,然后跟判断准则相比较,以判断该核电站是否符合要求,是否安全。这种评价方法是以确定论的方式假定具有安全功能机器设备起作用或不起作用来评价核电站的安全性,对于不起作用的机器设备,依据这些系统及机器设备的不同功能,假设一“单一故障”,不再假设其它的因素。
简介:本文根据舰船核动力装置退役时的放射性状态,对放射性固体废物的来源进行了分析和分类,对放射性固体废物的处理、贮运、处置等方面提出了具体要求和措施。
简介:讨论了ANSI/ANS10.4:2008(第二次修订版)的特点,介绍了ANSI/ANS10.4:2008对1987版的主要修改,最后提出对EJ/T617-1991(对应ANSI/ANS10.4:1987)修订的建议.
简介:目前许多科研院所均按IS09001建立了质量管理体系,精细化管理是建立在此基础上,针对管理中的问题做出改进.精细化管理与IS09001一样,是适用与各种类型、不同规模和提供不同产品的组织的.文章指出,推进精细化管理要结合科研院所特点,从重视细节,全面审视和梳理流程入手,划清管理界面,实现项目分类分级管理和全过程的系统管理,以提升执行力.
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:本文概要介绍了秦山核电二期工程(2×600MW)质量保证大纲的编制、审评及到目前为止的实施情况,从中具体体现和论述了商用核电厂营运单位质量保证工作的重要性、范围、内容、方法和一些工作体会。
简介:ISO16641:2014含盖了仅使用非能动采样法测量氡-220的综合测量技术。本标准基于方便使用和成本低廉的非能动采样法以及测量设备的使用状况,提供了测量空气中氡-220平均活度浓度的信息。
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:为探讨在我国采用HAF003法规进行核电项目建设的前提下,采用AP1000技术路线进行建设的核电站核设备采购中NQA-1标准的执行,文章对NQA-1规范与HAF003法规内容中核设备采购、制造涉及到的质量保证要求进行对比,并进行相应的应用分析。
简介:一回路冷却剂中同位素碘的放射性活度大小是核电厂重要安全限值之一,是判断燃料元件的安全性能提供最直接的依据,因此对它的准确监测尤为关键.通过质量管理(QC)小组活动程序对一回路同位素碘监测偏差几率大的原因进行了调查与分析,通过对策实施将偏差几率由15.44%降低到5.44%,更有效低为核电站的安全稳定运行服务.
国家技术监督局技监国标函(1997)172号 关于批准、发布《放射性废物近地表处置的废物接收准则》国家标准的函
实施三包的部分商品目录(第一批)
IAEA核能丛书No.NP-T-3.5核电厂混凝土结构的老化管理
核电站设备采购中采用作废标准的问题及对策
核科研工程项目质量管理体系构建的思考及体会
在辐射加工行业推行ISO 9000和ISO 14000系列标准的探讨
原子能发电厂的安全性与可靠性(Ⅱ)(二)
舰船核动力装置退役放射性固体废物的处理与处置
关于ANSI/ANS10.4和EJ/T617-1991的几个问题分析
中国实验快堆营运单位在设计、建造阶段中的质量保证
科研院所推进精细化管理和提升执行力的几点思考
标准化在燃料组件啜吸系统国产化研制中的作用
海水循环水泵电机定子绕组温度偏高的原因分析及对策研究
秦山核电二期工程质量保证大纲的编制与实施
ISO166416:2014环境中的放射性活度测量空气氡-220:使用非能动固态核径迹探测器测定平均活度浓度的综合测量法
反应堆压力容器制造中Inconel 690合金晶间腐蚀检验的技术分析
人因工程在核电厂控制室系统标准化中的应用
核电设备采购中NQA-1-2004和HAF003(1991)的比较和分析
转变观念 开拓21世纪核工业计量测试工作的新局面
一回路同位素碘监测偏差几率大的分析与处理