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416 个结果
  • 简介:通过介绍过程FMEA在中核建中核燃料元件有限公司开展的过程,对生产型企业如何结合企业实际情况开展过程FMEA的流程和注意事项加以说明,并介绍了故障模式严酷度等级、故障模式被检测难度等级、故障模式发生概率等级,以及RPN临界值的制定方法。

  • 标签: 过程FMEA 核燃料元件 过程管理
  • 简介:1前言放射免疫分析是一种体外超微量分析方法,它是高度灵敏的放射性核素示踪技术与高度特异的免疫化学技术巧妙地结合的产物,具有灵敏度高、特异性强、精密度好等优点。灵敏度一般为10-9~10-12g/ml的水平,随着新技术、新方法、新材料的出现与应用,放射免疫分析的检测灵敏度有可能提高到10-14g/ml,甚至10-17g/ml的水平。所以,放射免疫分析及其相关技术已成为生物学、核医学、基础医学以及临床诊断中不可缺少的检测手段,在药理学、免疫学、法医学、病毒学、核农学、生态学和环境科学等多种学科领域也得到广泛应用,被测物质由激素扩展到几乎一切具有生物活性的物质。随着放射免疫分析的广泛应用,生产厂家把放射免疫分析中所使用的放射性标记物、标准品、结合试剂、分离剂和缓冲溶液等有关材料组装在一个盒内,只要按照操作说明进行操作,就能在体外定量测定人、动物及其它生物

  • 标签: 放射免疫分析 分析试剂盒 放免分析 标准化 质量控制 分析标准
  • 简介:本文针对中国大陆核电厂1996—2015年期间发生的执照运行事件进行二次分析与评价,针对人因事件的根本原因因素进行标准化分类,统计分析事件中潜藏的不利趋势,剖析趋势中存在的共因因素,结合核电厂管理实际情况针对性地提出了核电厂尤其是新建核电厂人因管理工作的提升方向及措施。

  • 标签: 人因事件 趋势分析 直接原因 根本原因 纵深防御
  • 简介:本文介绍我们近一年来开展单个流体包裹体同步辐射无损分析研究所取得的进展,建立适合分析包裹体的微区光斑观测和地准系统,解决样品的制备问题,对一批典型的流体包裹体的微量元素分布作了探测,并由较大包裹体发展到较小包裹体,由定性分析逐步发展到定量分析研究

  • 标签: 单个流体包裹体 同步辐射 无损分析 微量元素分布 石油 天然气
  • 简介:文章针对反应堆工程研究所计量具体工作如标准管理、量值传递、校准实验室运行、计量档案管理等过程中存在的问题进行了具体分析,并阐述了计量工作时效性强、准确性要求高、对计量工作从业人员责任心要求高的特点,最终对于反应堆工程研究所计量工作提出了改进建议。

  • 标签: 计量工作 质量保证 计量管理 计量检定
  • 简介:燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆(CLEAR-I)燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。

  • 标签: 燃料组件 CLEAR 绕丝 摩擦因子
  • 简介:用同步辐射X荧光(SRXRF)分析了土壤和岩石标准参考物质、泰兵马俑和江西洪州窑古瓷中的元素谱。实验结果表明用扫描方式分析古陶瓷中的元素谱能提高实验数据的重复性,在古陶瓷元素谱的无损分析中,现有标准参考物质可以用于部分元素含量的的标定和分析质量控制。

  • 标签: 古陶瓷 元素谱 产地 年代特征 SRXRF分析方法学 同步辐射X荧光
  • 简介:本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。

  • 标签: 热工水力 蒸汽发生器 分析程序 核电
  • 简介:对于蒸汽发生器传热管破裂事故,现有的分析主要是计算对于环境的释放量,并分析至一、二回路压力平衡,而未对冷却至安全停堆状态进行研究。SGTR长期分析采用CATHARE程序以原有瞬态分析为基础,将分析拓展至安全停堆状态,并额外地考虑丧失厂外电和一些非安全级系统不可用情况下的事故处理策略。分析结果表明:对于我国的CPRl000系列堆型,与SGTR短期阶段不同,在事故长期阶段的分析中对事故的缓解必须考虑非安全级系统或设备的投入,这就与设计基准事故分析的保守性要求不符。本文为此对我国CPRl000系列核电厂提出管理建议。

  • 标签: SGTR 事故分析 长期阶段
  • 简介:对于核设施,国家实行许可证制度。根据核安全法规要求,在许可证申请阶段,营运单位须组织开展事故分析工作,论证核电厂的安全性。与之类似,核动力船舶在船舶入级与核动力装置执照申请阶段,也须开展事故分析。本文对两类民用核设施事故分析的范围和内容开展研究,并比较分析其主要差异项,相关结论可作为浮动核电厂事故分析论证及标准规范建立的参考。

  • 标签: 核电厂 核动力船舶 事故分析
  • 简介:对立式剪切机送料系统进行了功能分析,特别对送料系统的传动链进行了故障模式影响分析(FMEA)和故障树分析(FTA),得出了影响送料系统可靠性的关键件、重要件,确定了顶事件的最小割集,依据底事件发生概率预计准则定量计算了顶事件发生概率,并根据分析结果提出了立式送料剪切机送料系统的传动链设计、操作、维护等方面的注意事项。针对调试过程中送料系统中万向节组件发生过掉销现象,对其进行了可靠性分析仿真,提出了结构改进方案及具体的安装要求。

  • 标签: 可靠性 FMEA FTA 剪切机
  • 简介:介绍了利用北京同步辐射实验室的全反射X射线荧光谱仪测量生物细胞样品的可行性;用此谱仪测量了正常的和受辐照的小白鼠小肠细胞的痕量元素含量,发现K、Ca、Fe等元素含量有明显提高,Cu元素含量明显降低,Mn元素含量变化不大,Zn元素含量基本稳定;讨论了其在临床医学上的重要价值。

  • 标签: 全反射X射线荧光分析 测量 小肠细胞 痕量元素 临床医学 辐射损伤
  • 简介:首先针对稳压器先导式安全阀定型产品开展了可靠性模型研究分析,在此基础上,采用传统机械设计方法完成了新型先导式安全阀的初步设计,然后针对初步设计,逐步开展机械可靠性设计与分析的工作项目。最后,针对工程样机进行了可靠性研制试验和可靠性分析评价研究。按照指数分布统计试验计算得到的平均寿命的单侧置信下限θL≈56>35次(置信度为95%),满足平均寿命的指标要求。按照二项分布的可靠度单侧置信下限计算公式,得到安全阀动作成功率的置信下限为RL=0.99969(置信度为95%),满足可靠性指标要求。

  • 标签: 先导式安全阀 可靠性分析 可靠性设计
  • 简介:一年来,通过对浙江越窑古青瓷,河北邢、定、井陉窑的精细白瓷,陕西铜川黄堡窑和河南巩县黄冶窑的唐三彩,陕西西岳庙的建筑古陶元素谱的SRXRF无损分析数据进行了多元统计研究,结果表明古陶瓷中的元素谱具有产地和年代特征。通过无损分析,可能解决陶瓷考古界某些难以解决的产地归属和年代认定问题,并提供科学依据.

  • 标签: 古陶瓷 元素谱 SRXRF 产地 年代特征 无损分析
  • 简介:1现状调查海水循环水泵电机是核电站重要的电气设备之一,其主要作用是核电站在机组启动、加载、额定功率以及故障等各阶段能够驱动海水循环系统的泵组为其提供源源不断的动力,保证海水循环系统能够正常工作.

  • 标签: 偏高原因 分析对策 原因分析
  • 简介:安全壳及其内部结构作为核电站专设安全设施,其安全及可靠性问题关系到复杂工况情境下核电站的安全保障。本文结合模糊FMECA方法与改进的FTA定量计算方法,探讨研究针对安全壳及内部结构安全及可靠性的分析方法。通过模糊FMECA研判系统所含高危害度的失效故障模式,进一步构造Bow-tie模型,利用模糊数学和灰色关联度理论改进的FTA定量计算方法计算得出最小割集底事件组对应故障致因触发顶事件的可能性。该分析方法解决了系统结构复杂、底事件定量信息贫乏的问题,为安全壳及内部结构的设计与建设提供理论决策支持。

  • 标签: 安全壳 安全及可靠性分析 模糊FMECA Bow-tie模型
  • 简介:控制棒驱动机构(CRDM)下部Ω焊缝及母材显示在焊前、焊后、水压试验后的液体渗透检测(PT)中均有出现,其形态基本为小于1mm的非线性显示,主要分布在焊缝两侧的弧段区。对显示的检测表明,原材料性能满足技术规格书的要求,同时存在C类、D类超尺寸夹杂物。PT显示部位可观察到非金属夹杂物及微裂纹。结合完工报告复核、材料复验、国外供货对比等分析认为显示与超尺寸非金属夹杂物相关。显示可采取有限打磨进行处理。建议提高原材料夹杂物采购技术要求,控制原材料中Al、Si、O的含量,在失效时可考虑覆盖堆焊(OVERLAY)、夹紧装置(CSCA)的维修方式以及进行适当的在役跟踪检查。

  • 标签: 控制棒驱动机构 Ω焊缝 显示 非金属夹杂物 在役跟踪检查
  • 简介:使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。

  • 标签: 蒸汽发生器传热管破裂 事故分析 非能动