简介:摘要:对国产反应堆压力容器锻件材料的性能进行了测试、分析、预测,按照核电工程的要求开展了试样取样及制备、化学成分分析、拉伸试验、冲击试验、参考零塑性温度RTNDT和参考温度T0测试。结果表明,国产反应堆压力容器锻件材料的化学成分符合标准要求,拉伸性能良好,冲击韧性上平台能量达300J以上,参考零塑性温度RTNDT≤-30℃,参考温度T0与国外同类材料相当,根据性能预测,材料具备充足抵抗中子辐照的韧性储备,国产反应堆压力容器锻件材料的综合性能优异。
简介:摘 要 核电站商运后首次换料大修,安排有一回路水压试验,按照在役检查规范要求,完整在役检查伴随水压试验实施,需要同时执行反应堆压力容器在役检查。本文从前期筹备阶段、现场准备阶段、检查实施阶段、项目收尾阶段这四个阶段分析总结核岛站反应堆压力容器在役检查项目管理经验。
简介:摘要:本文从CPR1000机组反应堆保护系统结构入手,通过对整体符合逻辑和局部符合逻辑的分析,梳理出各种类型的符合逻辑退化原理以及因此导致的可靠性问题,以期为核电站反应堆保护系统的改进和电站日常运行中保护旁通管理提供参考。
简介:【摘要】本文根据施工现场的实际具体情况,通过摸索、试验、分析和总结形成了一套有独特针对性的、高效实用性强的插筋定位控制方法,为同类工程的施工建设提供宝贵的借鉴指导思想,巩固加强核安全文化意识有一定的作用。
简介:摘要:通过对生产线三个月的跟踪观察、数据采集和总结,得出了轧机断带的原因如下:并列出解决措施的原因,与同行讨论,相互交流,寻找更有效的解决方案。无论是对工艺的优化,还是设备的改进都是有帮助的。在冷轧过程中,带钢断带是一种非常严重的事故,特别是在高速运行时,带钢断带会给机械设备和电气设备带来很大的损坏。因此,及时发现并保护皮带的断裂是非常重要的
简介:摘要:随着经济的快速发展和科学技术水平的不断提高,各种现代化技术不断涌现,而混凝土面板堆石坝施工技术就是其中之一,其作为当前我国坝体填筑技术
简介:【摘要】高自密实性堆石混凝土,是指先将满足一定粒径级配要求的堆石料直接入仓,形成有空隙的堆石体,然后在堆石体内浇筑充填满足特定要求的专用高自密实性混凝土(是一种具有高流动度、保水性、和易性和稳定性的混凝土),依靠自重,填注堆石空隙,形成的一种高含石量的混凝土。专门用于堆石混凝土的自密实混凝土,除具备一般自密实混凝土的特点以外,还具有水泥用量低、水化热低、能够均匀通过并填注堆石体空隙且堆石混凝土无需振捣,有效降低了成本、环保等特点。[1]