核设备
核设备的相关文献在1980年到2023年内共计261篇,主要集中在原子能技术、电工技术、工业经济
等领域,其中期刊论文102篇、会议论文10篇、专利文献2539560篇;相关期刊71种,包括南风窗、全球科技经济瞭望、无损检测等;
相关会议10种,包括第十三届全国膨胀节学术会议、北京力学会第18届学术年会、全球华人无损检测高峰论坛等;核设备的相关文献由428位作者贡献,包括来建良、祝闽、刘明哲等。
核设备—发文量
专利文献>
论文:2539560篇
占比:100.00%
总计:2539672篇
核设备
-研究学者
- 来建良
- 祝闽
- 刘明哲
- 庹先国
- 徐忠林
- 成毅
- 杨剑波
- 柳炳琦
- 王平安
- 王磊
- 肖婷婷
- 金琦鹏
- A·克里克利斯
- M·D·赫顿
- 余正保
- 俞祖俊
- 史鹏涛
- 叶冰
- 周改梅
- 张韬懿
- 张黎明
- 文怀兴
- 李潮伟
- 柯达
- 武光江
- 段亚宗
- 聂勇
- 胥凯
- 葛亮
- 蔡琦
- 谢周霞
- 赵新文
- 鄢文勇
- 韩景涛
- 万二莲
- 亓晶晶
- 亚龙·阿尔珀特
- 仉文岗
- 付千发
- 何静
- 全惠琴
- 刁温堂
- 刘云娇
- 刘康林
- 刘清培
- 刘继业
- 刘阳
- 华振兴
- 叶文
- 吉尔·朱克曼
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刘晗晗
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摘要:
为推进新时代生态文明建设的要求在公司落地,践行"安全、可靠、高效、环保"核心管理要素,全面加强三废管理,按照"不发生超限值排放和失控排放"的环保目标,同时参考设备可靠性管理思路,在国内外同行电站中首次提出了设备、系统、构筑物"环保敏感分级"的概念,开展了环保敏感分级工作.制定了环保敏感设备、系统、构筑物分级原则,识别三废排放边界设备故障或意外开启可能导致对外环境排放的敏感设备、系统以及失效会导致暂存废物失控转移的构筑物.对识别出的三废排放环保敏感设备、系统、构筑物制定管控措施,杜绝失控排放、超限值排放.并与工单进行关联,实现流程化、表单化、数据化管理.
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谢皓宇;
潘飞;
朱翊洲;
郑万山;
仉文岗
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摘要:
核设备的抗震设计是核电厂抗震领域的一个重要问题,为了实现核电厂设备典型反应谱(RRS)匹配和标准功率谱密度(PSD)包络的设计地震动拟合,提出了一个标准PSD生成方法,该方法基于2014版《标准审查大纲》(SRP)建议的核电厂厂址设计地震动拟合方法,考虑迭代相关及随机相位谱对迭代收敛效率的影响,并通过在传统频域法拟合人工波过程中控制傅里叶幅值的手段实现了RRS匹配和标准PSD包络的人工地震波合成,为核设备抗震设计的楼面地震波提供了检验依据。选择压力容器作为核设备抗震研究的原型,通过振动台模型试验对比试件的响应峰值参数以及响应加速度时程的功率谱密度函数,验证了同时匹配RRS及包络PSD的人工地震动会激励设备更大响应的理论,说明了在设计地震动拟合中包络PSD要求的意义与重要性,认为可以作为设计过程中非强制的建议条件。
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谢皓宇;
潘飞;
朱翊洲;
郑万山;
仉文岗
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摘要:
核设备的抗震设计是核电厂抗震领域的一个重要问题,为了实现核电厂设备典型反应谱(RRS)匹配和标准功率谱密度(PSD)包络的设计地震动拟合,提出了一个标准PSD生成方法,该方法基于2014版《标准审查大纲》(SRP)建议的核电厂厂址设计地震动拟合方法,考虑迭代相关及随机相位谱对迭代收敛效率的影响,并通过在传统频域法拟合人工波过程中控制傅里叶幅值的手段实现了RRS匹配和标准PSD包络的人工地震波合成,为核设备抗震设计的楼面地震波提供了检验依据.选择压力容器作为核设备抗震研究的原型,通过振动台模型试验对比试件的响应峰值参数以及响应加速度时程的功率谱密度函数,验证了同时匹配RRS及包络PSD的人工地震动会激励设备更大响应的理论,说明了在设计地震动拟合中包络PSD要求的意义与重要性,认为可以作为设计过程中非强制的建议条件.
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李潮伟;
王理;
宋怡漾
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摘要:
核设备具有质量要求高、质量信息量大等特点,传统的设备制造生产管理体系无法更好地实现核设备制造的过程管理和质量管理.文章通过分析核设备制造对生产管理和质量管理的要求,建立了面向质量的核设备制造管理信息系统,有利于提升核设备制造质量管理水平.
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张龙;
薄纯青;
无
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摘要:
国和一号示范工程是一项十分复杂的工程系统,其设计文件的准确及时分发,是保证项目顺利开展的必要条件,设计文件的准确分发却面临着如下现状:国和一号示范工程建安合同关系复杂、数量多。核岛建安承包商包括土建单位中核华兴、1号核岛安装单位中核二三、2号核岛安装单位浙江火电、模块拼装单位国核设备四家,常规岛建安承包商包括1号常规岛中电建、2号常规岛江苏三两家,BOP子项承包商包括中核二四、浙江火电等多家建安承包商,个别核岛单位也参与部分BOP子项的工程建设。除此之外.
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刘建芳
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摘要:
核设备质量是核安全的基础,也是核安全"纵深防御"体系中的重要保障.确保核设备质量的最终目的就是为核安全保驾护航,保障公众健康和环境安全.因此在核设备制造活动中,严格按照法规程序办事,确保"安全第一、质量第一"是核设备制造活动应考虑的首要因素,也是核电站安全运行的重要保障.某企业以确保核设备制造质量及核安全为出发点,建立了一套以核安全文化和质量保证为核心的保障机制.本文通过对核设备制造活动中核安全保障机制的研究,包括核安全文化建设,防人因失误以及经验反馈的应用,实现了提升核设备制造质量、保障核安全的预期目标.
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张远奎;
曹弘毅
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摘要:
核设备出于安全性考虑更多采用传统检测方法,但随着技术进步和科技的发展,很多新技术日益成熟和可靠,本文通过对一些新技术的可靠性和安全性以及效率的研究分析,提出在核级设备制造中逐步推广运用新的检测技术,对降低劳动负荷、提高生产效率及核电发展具有重要指导意义。
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王方玉
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摘要:
作为遭受过“5.12”汶川地震灾难、在党和国家及社会各界的无私大爱下实现凤凰涅槃的中央企业,东方电气集团面对重大疫情,第一时间成立疫情防控应急领导小组,做出了一系列疫情防控部署,同时积极承担社会责任。1月31日,东方电气集团通过国务院国资委专用账户向武汉疫情防控一线捐款2000万元。2月9日,东方电气集团在武汉的所属企业东方电气(武汉)核设备有限公司积极响应武汉市的紧急求助,成立了一支由11人组成的“焊接攻坚队”,完成雷神山医院部分不锈钢管路焊接等工作。
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孙造占;
路燕;
王庆
- 《中国力学大会2011暨钱学森诞辰100周年纪念大会》
| 2011年
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摘要:
国家核安全局于1995 年发布了《核设备抗震鉴定试验指南》(HAF ·J 0053 ),对我国核设备抗震鉴定工作起到了很好的指导作用.《指南》的"多频波法"要求"由每个人工加速度时程计算出的在频率0.3Hz至24Hz范围内的功率谱密度(PSD)曲线必须包络由要求反应谱计算出的对应频率范围的功率谱密度80%的曲线."但如何根据"要求反应谱"推导出具有合理保守性的可接受的"功率谱密度"是至今尚未解决的问题,这给核安全监管工作带来很大困惑.本文首先从编制《指南》的主要参考蓝本入手,分析了功率谱密度要求的意义及必要性;然后从反应谱和功率谱密度的定义和计算方法着手,结合"合理保守性"的监管原则,探讨从"要求反应谱”推导“最低可接受功率谱密度”的方法:最后,对我国今后相关的规范标准制定和修订工作以及核安全监管工作提出建议。
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张黎明;
赵新文;
蔡琦;
武光江
- 《第六届(2010年)北京核学会核技术应用学术交流会》
| 2010年
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摘要:
核设备的状态退化趋势预测是确定其在役检查以及维修计划的重要依据,但由于核设备样本小、退化数据缺乏、退化轨迹具有波动性,难以采用传统的概率统计模型对其退化趋势进行精确预测。本文提出应用灰色马尔可夫链模型对核设备退化趋势进行预测的方法,该方法充分利用GM(1,1)和马尔可夫链的优点,能够有效提高核设备退化趋势预测的精度.并以屏蔽泵的退化数据为样本,精确预测了屏蔽泵的退化趋势,同时与GM(1,1)模型的预测结果进行了对比。结果表明,灰色马尔可夫链模型的预测精度更高,能够对核设备的退化趋势进行精确预测。
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黄伟峰
- 《中国核能行业协会2008年中国核能可持续发展论坛》
| 2008年
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摘要:
本文简要介绍了目前我国核电设备规范的采用情况,分析了国家核安全局对第二代改进型核电项目核设备设计和建造原则上采用法国RCC-M规范的要求。由于在核电设备采购中,可能需要考虑采用ASME规范的供应商,因此对RCC-M和ASME规范进行了总体比较,分析了采用ASME规范的可行性,并提出了建议。
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CHAI Hao;
柴浩;
TANG Xiao-bin;
汤晓斌;
CHEN Fei-da;
陈飞达;
陈达;
CHEN Da
- 《北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会》
| 2014年
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摘要:
为满足形状复杂核设备外围防护以及辐射防护服对于柔性中子屏蔽材料的需求,研制了一种新型B4 C/SEBS中子屏蔽复合材料,重点研究了不同B4C含量对SEBS基复合材料力学性能、热学性能及中子屏蔽性能的影响.实验结果表明:复合材料拉伸强度、扯断伸长率均随着B4C含量的增加而减小;增加B4C含量,复合材料撕裂强度呈现出先增大后减小的趋势,而复合材料邵氏硬度则不断增大;该材料热导率随着B4C含量的增加而不断升高;利用镅-铍中子源进行材料中子屏蔽测试,同厚度材料中子屏蔽性能随着B4C含量的增加而不断提高.综合考虑该新型柔性中子屏蔽材料良好的中子屏蔽性能、抗撕裂性能及柔韧性能等特性,其在形状复杂核设备外围防护及辐射防护服领域具有较大的应用前景.
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Chen Lisu;
陈立苏;
Peng wei;
彭玮;
Ha Minda;
哈敏达;
Wang Youlong;
王有龙
- 《第十三届全国膨胀节学术会议》
| 2014年
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摘要:
台山EPR核反应堆安全壳贯穿件用膨胀节属于核安全2级设备.依据项目采购规程书所执行的建造规范RCC-M的要求,膨胀节的核心元件波纹管的成形应进行工艺评定,但没有对其评定的具体方法及要求做出明确规定,本文就波纹管的成形工艺评定进行了探讨.波纹管成型方式均为室温下的液压成型,且成型后不进行热处理,成型主要工序有:下料、卷圆(必要时)、焊纵焊缝、纵焊缝PT和RT、翻边(焊圆钢)、封焊(必要时)、水压成型、外观尺寸检验、PT。按RCC-M的规定:奥氏体不锈钢工件最大应变率超过10%,或超过15%而具有支持性文件时,需要进行成形工艺评定。但RCC-M中又无波纹管成形工艺评定的具体要求,仅有成形工艺评定试验目的:为验证加工出的制品符合成形前制品材料验收技术规范中要求的性能,验证成形工艺能满足所要求的质量标准。
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Chen Lisu;
陈立苏;
Peng wei;
彭玮;
Ha Minda;
哈敏达;
Wang Youlong;
王有龙
- 《第十三届全国膨胀节学术会议》
| 2014年
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摘要:
台山EPR核反应堆安全壳贯穿件用膨胀节属于核安全2级设备.依据项目采购规程书所执行的建造规范RCC-M的要求,膨胀节的核心元件波纹管的成形应进行工艺评定,但没有对其评定的具体方法及要求做出明确规定,本文就波纹管的成形工艺评定进行了探讨.波纹管成型方式均为室温下的液压成型,且成型后不进行热处理,成型主要工序有:下料、卷圆(必要时)、焊纵焊缝、纵焊缝PT和RT、翻边(焊圆钢)、封焊(必要时)、水压成型、外观尺寸检验、PT。按RCC-M的规定:奥氏体不锈钢工件最大应变率超过10%,或超过15%而具有支持性文件时,需要进行成形工艺评定。但RCC-M中又无波纹管成形工艺评定的具体要求,仅有成形工艺评定试验目的:为验证加工出的制品符合成形前制品材料验收技术规范中要求的性能,验证成形工艺能满足所要求的质量标准。
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Chen Lisu;
陈立苏;
Peng wei;
彭玮;
Ha Minda;
哈敏达;
Wang Youlong;
王有龙
- 《第十三届全国膨胀节学术会议》
| 2014年
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摘要:
台山EPR核反应堆安全壳贯穿件用膨胀节属于核安全2级设备.依据项目采购规程书所执行的建造规范RCC-M的要求,膨胀节的核心元件波纹管的成形应进行工艺评定,但没有对其评定的具体方法及要求做出明确规定,本文就波纹管的成形工艺评定进行了探讨.波纹管成型方式均为室温下的液压成型,且成型后不进行热处理,成型主要工序有:下料、卷圆(必要时)、焊纵焊缝、纵焊缝PT和RT、翻边(焊圆钢)、封焊(必要时)、水压成型、外观尺寸检验、PT。按RCC-M的规定:奥氏体不锈钢工件最大应变率超过10%,或超过15%而具有支持性文件时,需要进行成形工艺评定。但RCC-M中又无波纹管成形工艺评定的具体要求,仅有成形工艺评定试验目的:为验证加工出的制品符合成形前制品材料验收技术规范中要求的性能,验证成形工艺能满足所要求的质量标准。
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Chen Lisu;
陈立苏;
Peng wei;
彭玮;
Ha Minda;
哈敏达;
Wang Youlong;
王有龙
- 《第十三届全国膨胀节学术会议》
| 2014年
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摘要:
台山EPR核反应堆安全壳贯穿件用膨胀节属于核安全2级设备.依据项目采购规程书所执行的建造规范RCC-M的要求,膨胀节的核心元件波纹管的成形应进行工艺评定,但没有对其评定的具体方法及要求做出明确规定,本文就波纹管的成形工艺评定进行了探讨.波纹管成型方式均为室温下的液压成型,且成型后不进行热处理,成型主要工序有:下料、卷圆(必要时)、焊纵焊缝、纵焊缝PT和RT、翻边(焊圆钢)、封焊(必要时)、水压成型、外观尺寸检验、PT。按RCC-M的规定:奥氏体不锈钢工件最大应变率超过10%,或超过15%而具有支持性文件时,需要进行成形工艺评定。但RCC-M中又无波纹管成形工艺评定的具体要求,仅有成形工艺评定试验目的:为验证加工出的制品符合成形前制品材料验收技术规范中要求的性能,验证成形工艺能满足所要求的质量标准。