辐照监督管相关论文
2006年发布的ENDF/B-VII.0评价库与2001年发布的ENDF/B-VI.8评价库相比有许多改进之处。本文以美国H.B.Robinson-2号机组压力容器......
离散纵标（又称SN）方法是反应堆堆内构件释热率、RPV处快中子注量率计算中最常用的方法之一。计算机的飞速发展和三维离散纵标方法的......
秦山核电厂反应堆辐照监督管(ISC)改造设计中进行了全面的力学和材料分析研究.包括ISC结构三维流场(CFD)分析,流致振动(FIV)分析,I......
辐照监督管是用于监督反应堆压力容器材料在长期中子辐照后材质变化情况的装置.本文论述了核电厂辐照监督管在运行期间损伤的原因......
秦山和PC核电厂的反应堆堆内防断支承组件(BMI)、辐照监督管(ISC)以及PC核电厂RX厂房的钢烟囱在运行期间先后发生损坏,在这些设备......
本堆主要承担反应堆结构材料及元件的辐照考验,同位素辐照,NTD硅的批量生产,电子器件辐照,样品的活化分析辐照和物理实验等任务。......
为秦山核电站反应堆压力容器辐照监督管提供了两种可供使用的J_(1,c)拉伸试验样品的几何尺寸:(1)“W”型14×10×45mm;(2)半圆型......
为了监测秦山300MW核电厂反应堆压力容器材料受中子辐照造成的材质性能变化,确保核电厂反应堆的安全运行,根据有关标准规定,在反......
３．１５秦山３０万千瓦核电站第一根辐照监督管断裂大学监督试样Ｊ＿Ｒ曲线陈金陵，宁广胜，郝焕民，李怀林根据秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲......
近日,核动力院一所负责解体切割的同志们在较艰苦的条件下,克服困难,圆满地完成了大亚湾核电站两根反应堆压力容器辐照监督管的解......
秦山核电厂辐照监督管修复@冉木子
Qinshan Nuclear Power Plant Radiation Supervision tube repair @ Ran Muzi...
温度检验是秦山辐照监督试验一个组成部分,在监督管内放置温度盒,用以监测和判断辐照试样在反应堆运行时曾经达到的最高温度,给出......
核电厂反应堆压力容器是堆内个可更换的重要部件,保证其安全可靠,对于核电厂口的安全运行具有重要意义。根据《秦山核电站反应堆压......
对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施,其中,冲击试验是重要组成部分。 秦山核电......
对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施。辐照监督管装有压力容器筒体及焊缝材料......
国产核电厂(300MW)反应堆压力容器用A508-3钢制造,它是一种铁素体低合金钢。母材和焊缝金属的参考无延性转变温度(RTNDT)低于-20℃......
秦山核电站一期反应堆从1992年1月21日至2007年10月28日,经历了第1循环至第10循环。反应堆运行了4378.7d,3885.8等效满功率天(EFPD......
辐照监督试样用于监测核电站压力容器在工况环境下因辐照、热老化等因素引起的材料性能下降,是评估和保障反应堆安全运行的重要依......
为将某核电厂机组运行期间抽取的反应堆压力容器辐照监督管运输至分析单位进行检验,需特别研制一种运输容器.该运输容器能够可靠装......
基于通用型蒙特卡罗中子-光子耦合输运程序JMCT搭建了大亚湾核电站反应堆精细模型,计算了有效增值因子(keff)和部分局部计数量,并......
核电反应堆堆内构件在反应堆延寿分析中需考虑设备材料的辐照老化。目前国内尚无堆内构件材料的具体辐照数据,同时针对不同堆型及......
本文对与核电站辐照监督管中装载状态一致的国产A508-Ⅲ钢0.5T-FFCT试样分别按照ASTM E 1820和ASTM E1921进行了J1C和T0试验,对T0......
压水堆核电厂反应堆压力容器的辐照监督是核电厂安全运行要求的重要组成部分。目前，采用辐照监督管是最 基本的反应堆辐照监督方法......
辐射屏蔽计算是核电厂辐射防护设计和审评的重要内容之一.国际屏蔽计算软件对中国实行“出口封锁”,制约了我国核电辐射屏蔽审核计......
辐照监督管内所含材料试块用于监督反应堆主要零部件母材及焊材的力学性能,应定期抽取并运送至热室进行材料试块力学性能的测定。......
总结分析了目前压水堆辐照监督管中子注量的工程计算方法和流程。通过理论研究和敏感性分析,提出了部分改进的计算方法。根据实际......
某电厂发现辐照监督管组件与保护套管的连接支承处发生严重磨损,且支承弹簧失效。为此,改造了辐照监督管支承定位结构,为论证其满......
核电厂采用在反应堆内放置监督管，定期取样的方法，监督寿期内压力容器材料的脆化程度。某电厂在调试期间进行辐照监督管插入和拔出试......
本文从材料的微动磨损和微动疲劳机理的研究分析出发．总结了微动疲劳与普通疲劳的主要差别，进而分析了案例核电厂辐照监督管的损伤原......
为将某核电厂机组运行期间抽取的反应堆压力容器辐照监督管运输至分析单位进行检验,需特别研制一种运输容器。该运输容器能够可靠......
中子解谱方法是准确确定压力容器的中子注量的有效方法。本文研制了以广义最小二乘法为核心的中子解谱程序2NP,用于核电厂反应堆压......
针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组......
