简介:1设计和前期工程质量概况秦山核电厂建设中始终受到中央及有关省市各级领导的重视和关怀,从人力、物力和经费上给予保证,并要求核电厂安全要做到“万无一失”。实行设计师、主任设计师负责制,建立了一系列设计管理制度,包括设计准则,计算、分析、技术条件、图纸和图表的制备。对设计文件的编制、审核、批准、分发、修订和保存作出了具体规定,并广泛收集国际上核电国家的标准和规范。1984年制定出“核蒸汽供应系统及所属设备分级暂行规定”(728DS7a—84),1986年又对设备、系统的安全分级、抗震分类进行了补充和调整,使得各项设计质量得到保证。
简介:2010年4月19日至22日,核工业标准化研究所在海南三亚组织召开了中国核聚变标准化工作机制建设研讨会,来自中国国际核聚变能源计划执行中心、核工业标准化研究所、中国科学院等离子体物理研究所、核工业西南物理研究院等的15名专家参加了会议。我国由科技部牵头参加了国际热核聚变工程实验堆(ITER)项目,承担了12个采购包任务,标准化工作也逐步开展。相应的标准化运行机制需要建立和完善。此次研讨会就建立中国核聚变标准化运行机制的方案进行了深入讨论,并达成了共识。中国核聚变标准化工作机制建设研讨会在海南召开@陈学刚$核工业标准化研究所@杨卫东
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。