简介：

简介：文章介绍了新建液闪绝对测量装置。该装置应用TDCR原理，对纯β放射性核素活度进行绝对测量。对装置电子学线路进行详细说明，描述了多路符合插件的原理，简要介绍了探测器结构。应用该装置对3H活度进行测量，测量结果的不确定度达到0．6％（k=1），三种统计模型的计算结果与放射源标称值均在0．9％以内符合，实现了系统在绝对测量中的应用。

简介：该文献提供了对遭受外部流体静力学的试验压力负荷的压力壳使用应变测量有关的信息和指导。该文献给出了应变测量遭受外部压力载荷的压力容器的两个例子。出版商：ASME发布日期：2013页数：40语言：英语ISBN：9780791869024。

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.

简介：锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷第5册提供了高温反应堆的建造规则,包括高温气冷堆（HTGR）和液态金属反应堆（LMRs）。这些规则适用于超过第1册中温度的部件,以及温度等于或高于700℉（370℃）的铁素体材料、或温度等于或高于800℉（425℃）的奥氏体不锈钢或高镍合金的部件。更重要的是,第5册还包含石墨堆芯组件的新规则。这些新规则包括对石墨的通用要求、设计和建造规则。除对石墨的辐照效应在石墨材料强度特性测定中反映出的概率设计特点外,新规则还包括了针对石墨的辐照效应。

简介：

简介：2017年10月28日至11月3日，美国机械工程师协会（ASME）2017年度第四期锅炉及压力容器（BPV）标准周在美国亚利桑那州凤凰城举办。核工业标准化研究所派专家参加了此次活动。

简介：依照相关产品标准、计量检定规程的要求,结合实际应用,研制了一种X射线探伤机检测装置,该装置可实现X射线探伤机多个主要参数的检测,使用方便,大大提高检测效率,同时由于探伤机主要参数的检测,均与距离密切相关,该检测装置采用了精确的定位装置和精密滑轨,极大提高了检测结果的准确度,保证了测量结果的可靠性。该检测装置的使用,有助于探伤机技术性能的检测和应用分析。

简介：该册包含预应力或增强的混凝土安全壳结构的材料、设计、建造、制造、试验、检验、超压保护要求。这些要求只适用于那些旨在提供压力保持或包含屏障的部件。这些要求不适用于其他支承结构,直接影响到系统部件的支承结构除外。针对第2册的建造,该卷包含强制性和非强制性的附录。该2013年版的主要变化包括：——对检验技术和强制性附录Ⅵ（无损检验技术）要求的修改。——对强制性附录Ⅷ（电弧焊接钢筋合格评定）的修改。

简介：针对稳压器先导式安全阀的整定碟形弹簧,采用应力—强度干涉模型法进行强度可靠性设计。根据可靠度计算结果,对碟形弹簧的几何参数进行了调整。调整后的碟形弹簧不仅满足设计变形量和承载能力的要求,其可靠度也满足可靠性指标分配的要求。通过安全阀整定弹簧的可靠性设计,可避免碟形弹簧在使用过程中产生过量的塑性变形,防止碟形弹簧因发生松弛对安全阀的压力定值精度造成影响。

简介：首先针对稳压器先导式安全阀定型产品开展了可靠性模型研究和分析,在此基础上,采用传统机械设计方法完成了新型先导式安全阀的初步设计,然后针对初步设计,逐步开展机械可靠性设计与分析的工作项目。最后,针对工程样机进行了可靠性研制试验和可靠性分析评价研究。按照指数分布统计试验计算得到的平均寿命的单侧置信下限θL≈56>35次(置信度为95%),满足平均寿命的指标要求。按照二项分布的可靠度单侧置信下限计算公式,得到安全阀动作成功率的置信下限为RL=0.99969(置信度为95%),满足可靠性指标要求。

简介：中国核工业总公司:你总公司以核总科发(1994)100号文报批的《压水堆压力容器选材原则与基本要求》等两项国家标准草案,业经我局批准,并在《发布国家标准公告加和发布,编号和名称如下:推荐性标准:

简介：

简介：文章针对先导式安全阀产品结构比较复杂、零部件数量和种类较多的现状,在零部件的级别上着重开展通用化和系列化研究,对先导式安全阀中的通用化零部件进行了系列化规划。利用专用软件作为参数化零部件数据库,对通用化零部件资源进行管理。