简介:(一九九五年七月八日通过)《核标准计量与质量》系核工业总公司创办的标准、计量、质量综合性技术刊物(季刊),公开发行,主管部门为核工业总公司科技局,主办单位为核工业标准化研究所。一、《核标准计量与质量》办刊宗旨围绕核工业的振兴与发展,积极宣传国家和核工业的标准、计量、质量工作方针政策及其在土产实践中的重要地位和作用,使更多的人认识技术基础工作在核工业中的重要性,从而推动核标准、计量、质量工作的开展,促进产品、工程、服务质量的提高。同时刊物要面向基层,办成具有核工业特色的刊物,使之成为核标准、计量、质量工作者交流学术思想,工作经验及进行业务学习的园地。二、《核标准计量与质量》读者对象
简介:对于高可靠性、长寿命的专用设备,随着研制阶段的不断深入,其可靠性越来越受到重视和关注,为了考核其相应的可靠性指标,需要开展加速寿命试验研究。为了在节省加速寿命试验时间和费用的条件下,同时可获得精度和稳健性较好评估结果,在充分利用该专用设备以前恒加试验信息的基础上,基于两个加速应力水平,推导出了正常应力水平下,以该专用设备对数特征寿命的渐进方差为目标函数的步进试验方案优化设计的数学模型,文中基于该数学模型结合该专用设备的可靠性试验周期和试验样本量,给出了步进试验的优化设计方案。
简介:在经过二十多年的停滞乃至衰退后,世界核电工业近年来出现了明显复苏,而且将继续加速发展。无论是在过去的核电发展历程中,还是在今后相当长的一段时期内,水冷堆在世界核电领域都扮演着主要角色。世界上主流的水冷堆型主要包括:ABWR、ESBWR、AP1000、EPR、APWR、VVER、CANDU等,其中ABWR和ESBWR属于沸水堆,其它的都是压水堆。现将这七款堆型的发展情况概括介绍如下。1ABWR先进沸水堆(ABWR)是在世界范围内沸水堆(BWR)设计和多年运行经验基础上发展起来的第3代先进堆型,是目前世界上已获得US-NRC设计证书(1994年获得NRC的最终设计批准FDA)的最先进及最成熟的