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反应堆压力容器主螺栓卡涩因素分析及预防措施 被引量:1

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摘要 作为顶盖和筒体法兰连接紧固件,反应堆压力容器主螺栓安装质量的高低将直接影响核电站的安全、稳定。国内外核电厂在装配过程中均出现过主螺栓卡涩问题,造成严重的工期延误及巨大的经济损失.分析主螺栓卡涩的因素,并提出针对性预防措施,对防止主螺栓安装过程中卡涩有一定的指导意义。
作者 季彦卫
出处 《设备管理与维修》 2022年第9期58-59,共2页 Plant Maintenance Engineering
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参考文献2

二级参考文献13

  • 1/ RCC- M: 2007, Design and Construction Rules fo ! Mechanical Components of PWR Nuclear Islandt [S].
  • 2ASME: 1998( Plus 1999 and 2000 Addendum), Boiler & Pressure Vessel Code,Section 11 :Materials Part A [S].
  • 3Nuclear Regular Commission. Code of Federal Regula- tion[ S]. Title 10 ,Part 50,2004.
  • 4RG 1.99 : 1988 ( Revision 2 ), Radiation Embrittlement of Reactor Vessel Materials[ S].
  • 5RSEM : 1997 ( Plus 2000 Addendum) , In - Service In- spection Rules for the Mechanical Components of PWR Nuclear Island [ S ].
  • 6JEAC4201--1991,反应堆压力容器材料监督试验方法[S].
  • 7RG 1.20 : 1976, Comprehensive Vibration Assessment Program for Reactor Internals during Preoperational and Initial Startup Testing[ S].
  • 8ASTM E185: 2010, Standard Practice for Design of Surveillance Programs for Light - Water Moderated Nuclear Power Reactor Vessels [ S ].
  • 9邢晓东.秦山拉伸机的原理及加工要点[J].一重技术,2008(5):48-49. 被引量:2
  • 10陈新福.螺栓加载拉伸技术的应用[J].核动力工程,1998,19(5):390-393. 被引量:7

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引证文献1

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