简介:1前言安全壳是核电站反应堆的最后一道安全屏障,对核电的安全至关重要。根据国际原子能机构为规定和国际惯例,核电站建成后,必须经过安全壳结构整体性试验(SIT),检验安全壳在构造、强度和施工质量方面承受失水事故工况的能力。检测评定合格,方能装料发电。安全壳结构检测项目(SIT),除测试传感器、数据采集处理等试验技术外,还包括安全壳结构分析,实测与计算的吻合分析、安全评估等多项工作内容。压水反应堆核电厂的安全壳有钢结构、钢筋混凝土结构、预应力混凝土结构几种形式,其中预应力混凝土结构由于性能好,近年来得到各核电国的重视。美、日、法等国家对该种安全壳,从原材料、节点构造到施工工艺、模型试验等进行过系统的试验研究。对于安全壳结构整体性试验(SIT),也建立起一套较为完整的测试系统和技术制度,编制了相应的规程和标准。
简介:新一代专用设备中,作为其关键的结构材料7A60铝合金的使用温度可能会提高到T1,为了研究升高温度对铝合金材料寿命的影响,开展了T2(T2>T1)温度下铝合金材料的持久强度试验,蠕变试验以及断裂机理的分析研究,得出以下结论:(1)T2温度下铝合金材料10年的持久强度为σ1T20年(99%)=(1.58±0.17)σ0MPa;(2)在温度为T2,总变形量为1.5%时,7A60铝合金材料10年时的蠕变极限为:σ1T2.5%(10年)=1.51σ0MPa;(3)随着使用温度从T0升高到T2,铝合金材料10年时的持久强度和蠕变极限分别降低了18%和12.2%,降到1.41σ0和1.51σ0;(4)在温度为T2,不同应力水平下,铝合金材料的断裂机理相同,均在断口中部呈现台阶状的裂纹扩展区域。
简介:用NPL防护水平次级标准NE2550剂量率仪对国防计量系统和有关厂矿的防护水平60Co和187Csγ辐射场进行了照射量率的测量和反平方律的检验,并作了照射量率的比对。137Csγ辐射场照射量率最大相差+3.6%(2.58×10-6-2.58×10-4Ckg-1h-1),而60Coγ辐射场最大相差分别为+1.4%(2.58×10-4-2.58×10-3Ckg-1h-1)、+9.9%(2.58×10-6-2.58×10-4Ckg-1h-1)和+24.5%(2.58×10-7-2.58×10-6Ckg-1h-1)。60Co和137Csγ辐射场的照射量率,在一定的距离范围内反平方律在±5%以内符合。
简介:1前言对任何一个生产技术领域,从科研开发、成品生产到市场销售,都离不开测试系统,测试系统得出的测试数据,可为科研开发提供指导性信息、诊断生产过程是否处于受控状态、确认产品质量是否符合技术规范的要求;虽然,测量的数据并不直接参与市场竞争,但它在市场竞争中起着不可忽视的作用。测试系统的重要性不仅体现在生产技术领域,在医学、法律学和环境科学等领域亦是非常重要,只是体现的方式有差异而以。测试系统的重要性在核工业领域体现尤为突出,由于核工业的特殊性,它的核产品价值昂贵,核设施的安全涉及公众的安全和国际政治影响,核材料的管制更是如此。如在燃料组件生产过程中,如果由于测试数据不准确导致不合格的产品进入反应堆,将发生烧结或破损事故,直接影响核电站的安全,甚至造成巨大的经济损失和国际影响;在核材料管制中,若测试数据不准确,不能及时觉查特殊核材料不平衡,甚至丢失或被盗,将酿成恶劣的政治影响。由此可见,测试数据可靠性的重要意义。各国对核工业测试系统都非常重视。如美国,有一套有关核工业测试系统的质量控制和相关标准。
简介:1前言国际上通行质量保证制度已有数十年的历史。在工业界,自1987年后国际标准化组织的质量标准ISO9000系列得到广泛的采用。在核能界,国际原子能机构的核安全标准(NUSS)质量保证法规(50-C-QA)和导则(50-SG-QA)也得到发展核能国家广泛的采用或认可。现行质量保证制度的推行,无疑对产品(核能)质量的保证和促进起到了积极的作用。西方国家,中国、原苏联和东欧国家的经验教训也提供了明证。但是,这种制度在其发展的过程中,逐渐产生了形式主义、文牍主义的倾向,一些企业(单位)不是把QA用作保证质量的有效工具,而是把它当作应付监督管理的官样文章;不是着重追求产品的质量,而是致力追求资格证书,用作企业竞争的手段。其结果是质保增大了产品的费用。而对质量的作用却不大。在这种情况下要求变革也就是必然的趋势了。1990午3月国际原子能机构召开了“质量大纲有效性衡量”讨论会,对观行制度提出了近百个问题,并建议对IAEA在1989年刚修改