期刊文献+
共找到3篇文章
< 1 >
每页显示 20 50 100
压水堆核电厂主一回路镍基合金材料的在役监督 被引量:1
1
作者 彭志珍 《全面腐蚀控制》 2016年第9期41-44,89,共5页
本文介绍了压水堆核电厂建立主一回路镍基合金材料在役监督体系的基本思路和具体过程,汇总了国内某压水堆核电厂现有的监督检查策略并指出了其存在的不足,为其他压水堆核电厂营运单位提供可借鉴的经验。
关键词 压水堆核电厂 铟科镍材料 主一回路 在役监督
下载PDF
多种超声检测技术在核电站在役监督中的应用与探究
2
作者 李守彬 李晓蔚 罗立群 《无损探伤》 2018年第4期45-47,共3页
介绍了超声TOFD检测技术、相控阵超声技术、电磁超声测厚、导波检查等技术在核电站在役监督中的最新应用。采用自动超声检查系统实现了主泵泵轴超声检验;TOFD检查技术可以实现核级部件内部缺陷的精确测量;相控阵检查技术可以用于管道弯... 介绍了超声TOFD检测技术、相控阵超声技术、电磁超声测厚、导波检查等技术在核电站在役监督中的最新应用。采用自动超声检查系统实现了主泵泵轴超声检验;TOFD检查技术可以实现核级部件内部缺陷的精确测量;相控阵检查技术可以用于管道弯头、小径管、结构部件等复杂结构检查,减少人为因素带来的可靠性降低;通过引进电磁超声测厚、导波检查等实现对管道减薄、腐蚀的监督。 展开更多
关键词 在役监督 超声技术 可靠性
原文传递
反应堆压力容器60年设计寿命研究 被引量:14
3
作者 邱天 罗英 +1 位作者 马姝丽 周高斌 《压力容器》 2013年第4期18-22,50,共6页
反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进... 反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进行探讨,同时结合国内反应堆压力容器制造情况,提出满足反应堆压力容器60年设计寿命的一些优化措施。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 60年设计寿命 材料 结构设计 在役监督
下载PDF
上一页 1 下一页 到第
使用帮助 返回顶部