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  • 简介:在编写标准文件时,应按有关标准的规定正确使用量和单位、规范书写量和单位的名称和符号,合理使用阿拉伯数字和汉字教字,但部分标准文件中经常出现不适当、不规范和不合理的情形,对此,本文详细陈述了这些问题,提出了正确表述方式,并辅以形象的示例.

  • 标签: 标准 单位 名称 符号 数字
  • 简介:文章在研究二维条形码信息自动识别标准的基础上,结合天然铀核燃料仓储管理工作的实际,提出了核燃料仓储管理中的标准需求,初步建立了核燃料仓储管理业务流程的信息模型,给出了核燃料容器和位置的编码规范、电子位置图二维仿真规范、核燃料仓储管理信息安全规范、核燃料容器移动最短路径计算方法等技术标准的草案,将实现核燃料在设施间调拨、入库存放、库间调拨、实物盘存、位置移动等关键管理环节的标准,以提升核燃料仓储管理的能力和水平。

  • 标签: 条形码 自动识别 标准 核燃料 仓储管理
  • 简介:为了确定核电厂反应堆控制棒驱动机构(CRDM)焊接焊接工艺参数,应用正交试验设计法进行了Ω焊缝焊接工艺评定试验,用数理统计方法分析了对焊缝质量产生影响的各焊接参数的主次顺序,得到了最优生产条件。

  • 标签: 捍接工艺参数 最优生产条件 正交试验设计
  • 简介:通过对核安全级设备焊接质量保证体系重要性进行分析,从核安全监管的角度总结和梳理焊接质量保证体系建立的基本要求,并提出了保持质量保证体系有效运行的主要措施和方法,阐述实践和培训是体系提升和改进的主要方式,最终目的保证设备焊接质量受控.

  • 标签: 核安全级 设备 焊接 质量保证
  • 简介:Inconel690合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的高温机械性能,因而被广泛应用于压水堆核电厂核岛设备的制造.作为反应堆结构材料,抗晶间腐蚀是应具备的重要性能,工程设计文件中通常要求对690合金进行晶间腐蚀检验,然而在标准中却没有该项内容.通过晶间腐蚀机理、690合金的耐蚀性能和热处理工艺对其的影响等方面,分析了反应堆压力容器制造过程中690合金进行晶间腐蚀检验的必要性.

  • 标签: INCONEL 690合金 晶间腐蚀 反应堆压力容器
  • 简介:1概述常压塔是大型石油化工设备(年加工能力500万吨)常减压装置中的主体设备,其主要技术参数如表1。该塔为板式浮阀塔,是目前我国最大的一个炼油塔。塔体高度为64430mm,公称直径为6600mm,总重为447215kg。塔体为上下两段,

  • 标签: 石化设备 常压塔 质量控制 塔体 常减压装置 公称直径
  • 简介:燃料棒制造过程和质量特性对于燃料组件的安全稳定运行起着重要的作用。对燃料棒的制造过程进行FMEA分析,有助于提前发现制造中的薄弱环节,有针对性地采取质量控制手段,确保产品制造质量,获得更高的经济效益和产品堆内运行的安全性。针对核元件产品及制造过程的特殊性,在FMEA分析之前,首先确定了燃料棒制造过程中的故障严酷度评分,结合生产实际制定了故障发生概率和被检测难度评分,使FMEA分析具备可操作性。

  • 标签: 燃料棒 过程FMEA 故障发生概率 被检测难度
  • 简介:阀门设备遍布在核电厂备系统中,承担着介质输送、控制等重要功能,且部分阀门直接与核安全相关.核电建设工程实践中,国家监管机构、核电业主以及工程方质量管理人员在核电厂阀门的制造过程质量监督以及到货验收的过程中发现了大量质量问题.通过总结、介绍若干重要制造工序存在的质量问题,阐述了问题的普遍表现形式并分析了内在的原因,对制造厂提高生产水平,质量人员提高监督监管水平,更好地保障核电厂阀门性能质量具有一定的意义.

  • 标签: 阀门 制造质量 制造工艺
  • 简介:文章从核燃料系统人身伤害事故统计出发,得出影响安全运行水平的重要因素,利用模糊层次分析模型建立了适用核燃料制造企业的安全预警系统,实现了安全生产水平的动态监控和预警÷该系统建立过程中固化形成的工作流程及工作成果,可以作为"考评标;住"的有效补充,可供系统内其他参评企业借鉴、参考。

  • 标签: 安全生产预警系统 安全生产标准化 核燃料制造企业 层次分析
  • 简介:文章对完善核安全设备制造质量管理流程、持续改进企业自身质量管理体系的过程进行了总结,针对核安全设备制造过程中存在的典型问题,分析了产生的原因,确定了改进方案和实施措施,并且评价了方案处理结果和采取措施的有效性.持续改进的活动使企业有能力承担更多的核安全设备制造任务,文章中总结的经验也可供其他企业的质量管理借鉴.

  • 标签: 核电项目 改进方案和措施 质量管理体系 持续改进
  • 简介:本文阐述了核燃料元件制造中不符合项定义、不符合项的分类原则、不符合项的分级及处理权限、不符合项的处理原则、不符合项的处理程序及不符合项的闭环管理。

  • 标签: 核燃料元件 制造 不符合项 管理
  • 简介:全国核能标准技术委员会(TC58)核燃料分会(SC5)4月28日在北京召开压水堆核燃料组件设计和制造标准研讨会。全国核能标准技术委员会主任委员周永茂院士、核燃料分会主任委员李冠兴院士、分会副主任委员/国防科技工业局核工业司林森副司长及燃料设计制造专家与会,

  • 标签: 核燃料 压水堆 组件设计 制造标准 标准化研究 研讨会
  • 简介:反应堆压力容器是核电厂的核心设备,在国产制造过程中发生了较多质量问题.通过对压力容器制造过程中不符合项及质量监督发现问题等数据的统计分析,研究了压力容器在国产制造过程中质量控制的特点和难点,分析了问题的根本所在并指出改进方向.所述数据、内容与观点将为进一步做好反应堆压力容器以及其他类似设备制造质量控制和监督管理提供参考和指导.

  • 标签: 反应堆压力容器 质量控制 不符合项 监督行动报告