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核电厂核岛设备在役检查可达性设计分析与应用
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设备管理与维修 2016年 第7期 15-17页
作者: 杨浩 中核集团三门核电有限公司 浙江三门317112
核电厂运行寿命期内,应对核安全1,2,3级承压部件及支承件进行定期检验,以便及时发现新产生的缺陷和跟踪已知缺陷的扩展,并判断它们对核电厂安全运行是否可以接受。多项法规标准均要求核岛机械设备设计阶段充分考虑在役检查可达性要... 详细信息
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核电在役检查设备的监测技术研究和实现
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设备管理与维修 2021年 第23期 140-142页
作者: 薛亚军 陈思远 王静 中广核检测技术有限公司 江苏苏州215004
核电站大型自动化检查设备用于反应堆压力容器的无损检查项目,针对核电用设备的特殊使用环境和苛刻要求,研制了具备监测功能的运动控制装置、气动监测系统和可视化配电柜。详细介绍3种装置的设计方案,分析监测系统的功能和... 详细信息
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第六章 核电站部件的在役检查
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中国特种设备安全 1986年 第S1期 47-48页
作者: 程达权
N—100引言本章主要是检查核电站中核反应堆的动力系统的规程,可供当地法令机关、团体作为资料使用。由于核电站的数量和容量与日俱增,整个核动力系统的使用寿命中,必须执行适当的在役检查程序。全国锅炉、压力容器检验师协会、美... 详细信息
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ASME和RSE-M规范对核电设备前及在役检查中缺陷分析方法的比较
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无损检测 2017年 第5期39卷 99-103页
作者: 葛亮 杨勇 徐旭光 黄超 核动力运行研究所 武汉430223 中核核电运行管理有限公司 嘉兴314300
核电厂设备前和在役检查时,对核级焊缝中检测出的缺陷需按照相关规范要求进行严格的分析评价,以保障核电机组的安全运行。描述了在役检查缺陷显示的通用处理流程,分别以ASME规范和RSE-M规范为例,就缺陷的性质判定、尺寸归一化、相... 详细信息
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中核武汉核电运行技术股份有限公司/中核核动力在役检查及评定重点实验室2022年度进展
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无损检测 2023年 第12期45卷 101-104页
作者: 许远欢 蔡家藩 聂勇 谢航 祁攀 张益成 姚晓园 张文哲 中核武汉核电运行技术股份有限公司
中核武汉核电运行技术股份有限公司/中核核动力在役检查及评定重点实验室(简称重点实验室),2022年度结合工程实际需求,开展了多项技术装备研发,以提升我国核设备在役检查及评定技术的水平。其中,容器流体加速腐蚀电磁超声导波检测,... 详细信息
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福清核电M310机组蒸汽发生器传热管在役检查分析
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电工技术 2021年 第15期 178-179,181页
作者: 贺朝靖 福建福清核电有限公司 福建福清350300
核电厂运行期间,对蒸汽发生器传热管进行检查,找出结构可能产生的损伤,判断安全状态,确认是否应采取补救措施,是保证核电厂安全运行必须采取的措施。根据蒸汽发生器传热管的降质机理和福清核电在役检查依据的上游法规,分析了福清核电M31... 详细信息
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核电在役检查项目实施过程规范管理
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设备管理与维修 2021年 第23期 6-9页
作者: 杨越 高鹤齐 于景荣 姜腾飞 国核电站运行服务技术有限公司 上海200233
随着核电产业的发展,运行核电机组快速增加,造成多机组大修时间重叠,在役检查实施核心资源有限,如何确保大修在役检查项目的安全、质量和进度成为在役检查领域的重大考验。在役检查项目管理、作业指南、实施逻辑图、设备转运方案、工前... 详细信息
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间接目视检测技术CPR1000机组在役检查中的应用
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科技信息 2014年 第1期 68-70页
作者: 李玉龙 彭志珍 夏朋 苏州热工研究院有限公司 江苏苏州215004
CPR1000机组是引进法国核电技术基础上形成的"二代加"百万千瓦级压水堆核电技术,其在役检查工作参照法国RSE-M规范执行。本文就CPR1000机组中要进行间接目视检测技术的设备和部件进行简要的归纳和总结,并对间接目视检测技术的基本工... 详细信息
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核工业核电在役检查中心的计量认证
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核标准计量与质量 1995年 第4期 15-19页
作者: 丁训慎 核动力运行研究所
根据国家计量法和计量法实施细则的要求,在役检查中心的检定、测试能力和可靠性必须经国家技术监督局考核合格,并取得合格证书,才能从事检测工作。计量认证主要对检查中心的组织机构、仪器设备、检测工作、人员条件、工作环境和工作制度... 详细信息
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AP1000机组反应堆压力容器顶盖在役检查
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无损检测 2015年 第7期37卷 71-76页
作者: 王浩 山东核电有限公司 烟台265116
通过Davis-Besse核电站顶盖降级事件的经验反馈,讨论了压水堆核电站反应堆压力容器顶盖及贯穿件降质的机理。分析了AP1000机组反应堆压力容器顶盖及贯穿件材料和结构上的优化。阐述了AP1000机组反应堆压力容器顶盖及贯穿件的在役检查... 详细信息
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