房地产企业全面预算管理问题研究

房地产企业自 20 世纪末实现高速发展之后,在新发展阶段正在经历规模拓展向高质量发展的转型考验,需要适应市场整体的大趋势,重视内部管理的不断优化,以预算管理为切入点,探索从传统管理模式向专业化、精细化、标准化的预算管理模式的过渡。 全面预算管理的实施,为房地产企业提供了可行的发展路径。 基于此?文章在对房地产企业实施全面预算管理的必要性进行分析的基础上,发现其主要存在缺乏对全面预算管理工作的有效重视、全面预算管理体系还不完善、预算编制与实际相脱离、预算绩效考核相对滞后的管理问题,需要结合企业的管理需求,进行优化路径的研究,以推动其全面预算管理工作不断取得新的成效,助力企业实现转型升级。

轻水堆冷却剂环境对核一级部件疲劳寿命影响的分析与评价方法

反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境疲劳的研究情况,讨论了NRC关于冷却剂环境的疲劳分析方法以及ASME规范的后续进展。针对考虑环境疲劳后可能带来的一系列问题,提出了建议的解决方法。

浅谈反应堆压力容器主螺栓孔扩孔修复的核安全审查

介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况,结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查,给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题,以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

LBB和BP在核电厂高能管道上应用的差异性研究

在核电厂的管道设计中,普遍考虑了管道破裂及其产生的动态效应和环境效应,并将主管道和主蒸汽管道的双端剪切断裂作为核电厂的设计基准事故。然而,根据核电厂的长期运行经验反馈,发生双端剪切断裂的概率极低。通过不断的发展,核电设计者逐渐形成了一系列的理论,用以排除管道破裂的相关假设和防护措施,其中主要包括LBB和BP概念。本文进行了LBB和BP概念理论基础的相关研究,通过二者在第三代AP1000和EPR机组上应用的对比分析,总结了二者的差异,并给出了进一步提高LBB和BP应用的安全性的建议。

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。

核电厂辅助给水系统水箱抗震分析研究

本文针对成熟M310堆型核电厂储液容器辅助给水系统(ASG)水箱,根据ASCE 4—98,采用基于壳模型的有限元法以及两种不同的地震输入,完成了抗震分析,并依据RCC-M规范J篇进行了地震屈曲评价。结果表明,ASG水箱原设计存在一定的地震屈曲风险。在此基础上本文对ASG水箱的结构设计分析给出了建议。

压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响

介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。

核安全设备疲劳分析方法与步骤

以某核电厂稳压器上封头为例,采用ANSYS有限元分析软件,考虑两个有代表性的温度和压力瞬态,同时考虑地震的影响,采用RCC-M规范,进行了疲劳分析,详细说明了核安全设备疲劳分析的方法和步骤。本文为核安全设备及管道系统的疲劳分析与评价提供了参考。

高能束焊接对材料的热冲击效应

激光、电子束等高能束焊接加热具有升温速度快、热集中性与瞬时性强等特点,对被焊材料造成热冲击。分析了高能束焊接的瞬态传热行为及热冲击力学效应,探讨了高能束焊接热力过程的研究方法。

加强紧固件质量管理的要素分析与建议

本文以国家核安全局发布的有关紧固件质量事件的函件、通知为主线回顾了事件从线索、排查到处理的系列进程。基于事件处理过程中遇到的问题,从质量保证、设计、采购、制造、安装、不符合项管理、检查和试验、文件等要素出发,分析了加强紧固件质量管理的改进方向和改进措施。设计应明确紧固件分级和标记、减少规格型号等;采购应注重供方评价,限制最低竞价投标等。建议增加紧固件的复验环节。对按设备类进行管理的紧固件不建议归类为大宗材料,但仍需要进行复验。紧固件复验标准应兼顾不同堆型,除机械性能外不能忽视紧固件表面质量的复验。复验单位应具有一定的公信力或者受核安全法规约束。提出了建立专业的核工业紧固件供货和复验平台的构想。

严重事故下设备可用性论证要求

核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对在严重事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求也随之成为焦点问题,故进一步明确严重事故下设备质量要求及其验证方法和准则是落实核安全监管要求的重要组成部分。本文回顾了国内外关于核动力厂严重事故对策的发展历程,并解读了不同阶段对严重事故下所用设备的质量要求的内在含义。从我国相关核安全法规要求出发,结合我国核安全规划及远景目标,提出了严重事故下设备可用性论证的相关建议。

核安全审评中对某核电厂稳压器的模态分析

以稳压器模态分析校核为例,校核设计者的计算结果,为核安全审评提供依据。使用3种ANSYS单元对稳压器进行模态分析,比较结果的差异并作出总结。

快堆堆芯抗震实验研究与有限元分析进展

堆芯的安全评价是快中子增殖反应堆抗震设计的一个重要问题。发生地震时,应该确保堆芯组件的结构完整性和核电厂能按要求紧急停堆。数百根堆芯组件之间存在着间隙,组件与堆芯支承处也存在间隙,整个堆芯被液钠包围,堆芯的抗震计算比较困难。本文重点介绍近年来法国、日本、意大利以及中国等国家针对快堆做过的一系列实验和理论研究进展情况。

核安全1级设备线型支承分析方法研究

为了保证核1级设备线性支承的强度,介绍了ASME、RCC_M规范对核1级设备支承的要求。讨论线型支承分析过程中临界屈曲应力的确定方法,明确许用压应力放大系数的取值范围。阐述支承设计过程中输入载荷的完整性。以蒸汽发生器中部横向支承D级工况的分析为例,对其进行了分析与评价,为核1级设备及线型支承的设计提供了参考。

在役核辅助管道焊缝缺陷事件的核安全审评

文章给出了一个核安全审评的实例,即某核电厂1号机组核辅助管道焊缝缺陷事件的审评;分析了缺陷产生的原因、可能存在缺陷焊缝的范围以及处理措施;探讨了焊缝缺陷事件所暴露出的我国核安全设备设计、制造、安装活动中存在的问题。

Ω形膨胀节及U形膨胀节强度和刚度的比较

膨胀节是为补偿因温度差与机械振动引起的附加应力而设置在容器壳体或管道上的一种挠性结构。应用轴对称单元建立相似几何参数的Ω形膨胀节和U形膨胀节的有限元模型,将上述两种膨胀节在內压载荷和轴向载荷作用下的强度和在轴向载荷作用下的刚度进行分析对比,发现按照JB4732-95标准,在承受內压时两种膨胀节的应力强度最大值均出现在倒圆角与筒体直边段相连处,Ω形膨胀节承受內压的能力稍大于U形膨胀节;而在承受轴向载荷时两种膨胀节的最大应力强度都出现在波峰中部,U形膨胀节承受轴向力的能力大于Ω形膨胀节;在同样的轴向力作用下Ω形膨胀节的轴向补偿量更大;而在满足强度要求的条件下U形膨胀节能达到的总的轴向补偿量更大。

有限元方法在破前漏临界裂纹计算中的应用

破前漏(LBB,Leak-Before-Break)技术多应用于轻水堆核电站高能管道的设计中,该技术是一种通过确定论的断裂力学评价和泄漏率计算,配合泄漏监测等手段论证高能管道不会出现双端剪切断裂事故的方法。通过断裂力学计算临界裂纹,是破前漏分析中关键的一环。传统的计算方法,采用经验公式如GE/EPRI公式,受限于管道材料、结构形状,具有一定的应用范围限制,不能严格满足一般工程问题的要求。本文给出的有限元方法,不仅克服经验公式的使用局限性,而且提升了计算精度,具有良好的工程推广价值。

含裂纹U形管的动态特性分析

基于有限元程序研究了裂纹方向、尺寸和深度对蒸汽发生器U形传热管振动特性的影响,以及内压和不同裂纹与内压共同作用下U形管的动态特性。分析结果表明,非穿透裂纹对U形管振动特性的影响可以忽略,环向裂纹长度达到一定值后U形管固有频率会降低;内压使得无裂纹U形管固有频率升高,且裂纹的存在不会改变内压对U形管动态特性的影响模式。

一种基于概率论的破前漏分析方法介绍

介绍了破前漏分析方法的发展历程,以及破前漏方法在运用中遇到的限制之处,并由此引入了基于概率论的破前漏分析方法,介绍了其基本原理、分析流程,并对流程中每一步的具体方法进行了介绍,同时本文还通过美国核电站的具体计算案例,给出了主管道发生泄漏及双端剪切断裂的概率。最后,本文介绍了该方法当前的研究进展及未来可能的发展方向等。

供电企业职工思想政治工作问题及对策研究

一．前育我们应该已经深深的感受到这个社会正在发生的日新月异的变化，经济上是飞速的发展，人们的生活水平也在逐步的提高。当然，由于进步也就会自然而然的出现企业之间的竞争越来越激烈，尤其是对于供电企业而言，带来了很多的挑战。对于在供电企业工作的员工，他们在新时代下新思维的影响下，自己的价值观、人生观正在随着时代的变化而变化，这也就会导致他们的行为方式的改变，所以供电企业做好员工的思想政治工作对于企业的正常健康发展是非常有必要的。