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14 个结果
  • 简介:以流向事故传感为例,运用可靠性技术对核工厂使用的专用传感的失效规律进行分析,对失效分布数据进行了拟合计算,得到了传感的特征寿命,从传感结构方面进行了可靠性分析。

  • 标签: 定时截尾 失效分布 敏感元件
  • 简介:文章对某单位的锆复合板反应设备泄漏原因进行了分析,先后采用两种方法进行泄露修补。对比两次不同的返修方法,认为对安全运行多年的设备,其结构和应力分布已经固化,如果有泄漏,漏点不会很大,但因为设备冷态检查与最终使用工况有较大区别,返修完成前后应模拟工况进行热试,这样才能彻底找到漏点,一次性返修好。对这台设备的返修总结,为类似使用多年的设备返修提供经验。

  • 标签: 锆复合板反应器 泄漏 分析
  • 简介:研制一套具有自主知识产权的新型桶外水泥固化技术,运用头脑风暴法提出不同方案,进一步进行理论分析比较,确定了间歇式桶外圆柱形混合为最终研制方案.通过对最终方案进一步细化分析比较,设定研制目标,制定对策及实施,成功的研制出新型的间歇式桶外圆柱形混合,使得完成一次水泥固化不超过10分钟,填充率小于95%,打破了国外桶外水泥固化技术断地位及技术封锁.

  • 标签: 混合器 搅拌 填充率 水泥固化
  • 简介:阻尼注油及更换安装是主设备启动前的最后一道工序,保质保量按期顺利完成该项工作将为主工艺系统的启动达产提供有力保障。为此,针对工作初期阻尼安装一次合格率较低这一问题,文章通过对数据的收集分析,发现问题的症结在于阻尼垫圈沾油和翻边。运用头脑风暴法进行了原因分析,通过末端因素的逐一确认,得到三条主要原因,合理制定对策并逐步实施,最终将安装一次合格率从55.00%提高到了87.50%,确保了阻尼更换安装节点目标的顺利实现。

  • 标签: 阻尼器 垫圈 电磁气动阀 压空 一次合格率
  • 简介:组织等效正比计数(TEPC)是测量微剂量学量的探测。通过测量辐射场的微剂量谱和吸收剂量,进而计算出品质因子和剂量当量。本文首先介绍了测量微剂量谱的原理,叙述了几种组织等效正比计数的常用刻度方法,最后提供了实验的方法和相关条件。

  • 标签: TEPC 微剂量谱 刻度 电子学系统
  • 简介:针对稳压先导式安全阀的整定碟形弹簧,采用应力—强度干涉模型法进行强度可靠性设计。根据可靠度计算结果,对碟形弹簧的几何参数进行了调整。调整后的碟形弹簧不仅满足设计变形量和承载能力的要求,其可靠度也满足可靠性指标分配的要求。通过安全阀整定弹簧的可靠性设计,可避免碟形弹簧在使用过程中产生过量的塑性变形,防止碟形弹簧因发生松弛对安全阀的压力定值精度造成影响。

  • 标签: 稳压器安全阀 碟形弹簧 可靠性设计
  • 简介:针对薄壁环黑皮问题,运用头脑风暴法对原因进行了分析,通过对原因逐一确认,找出了主要原因.通过制定对策,实施对策,成功地将薄壁环黑皮废品率由4.03%降低到0.07%.提高了薄壁环加工合格率,保证了生产任务的顺利完成.

  • 标签: 薄壁环 黑皮 合格率
  • 简介:现有后处理设施安全相关标准陈旧,缺项较多,不适应后处理发展的需要。文章首先论述了后处理设施的安全挑战,接着简述了总体安全要求,然后从预防核临界、辐射防护、辐射监测、工业安全以及应急准备与应急响应方面分析了后处理设施的重点安全要求与安全相关标准的需求,提出了制修订标准的建议。

  • 标签: 后处理设施 安全 标准
  • 简介:1现状调查在电厂,汽轮机再热阀是控制蒸汽由高压缸进入低压缸的重要设备,依靠阀门开度大小从而控制蒸汽进入低压缸的流量,进而影响机组运行功率,对于调控机组的安全稳定运行有重要意义.

  • 标签: 再热 卡涩 故障分析处理
  • 简介:主磁铁是串列加速升级工程100MeV回旋加速的关键系统,属大型、重型、高精度设备,研制难度大,对质量控制提出了较高要求.论文对主磁铁的技术难点及关键质量影响因素进行了详细地分析、提出了质量控制的对策,对实施情况进行了介绍.

  • 标签: 加速器 主磁铁 质量控制
  • 简介:本文根据舰船核动力装置退役时的放射性状态,对放射性固体废物的来源进行了分析和分类,对放射性固体废物的处理、贮运、处置等方面提出了具体要求和措施。

  • 标签: 舰船 核动力装置 退役 放射性固体废物
  • 简介:一回路冷却剂中同位素碘的放射性活度大小是核电厂重要安全限值之一,是判断燃料元件的安全性能提供最直接的依据,因此对它的准确监测尤为关键.通过质量管理(QC)小组活动程序对一回路同位素碘监测偏差几率大的原因进行了调查与分析,通过对策实施将偏差几率由15.44%降低到5.44%,更有效低为核电站的安全稳定运行服务.

  • 标签: 质量管理 同位素碘 偏差几率
  • 简介:本文扼要阐述了放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程中的应用,针对GB14569.1—93《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》和GB7023-86《放射性废物固化体长期浸出试验》放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程应用中所存在的问题进行了探讨,并提出了建议。

  • 标签: 中放废液 处理与处置 标准 大体积浇注水泥固化 应用