安装、调试属于《中国图书分类法》中的五级类目,该分类相关的期刊文献有136篇,会议文献有62篇,学位文献有15篇等,安装、调试的主要作者有夏普、李义国、史永谦,安装、调试的主要机构有中广核工程有限公司、中国原子能科学研究院、清华大学核能技术设计研究院等。
统计的文献类型来源于 期刊论文、 学位论文、 会议论文
1.[期刊]
摘要: 本文介绍了中国、国际原子能机构和美国的法规及标准对核电厂调试试验项目的相关要求,结合功能和物项的分析并考虑国内成熟的工程经验,确定了华龙一号试验项目选取流程。...
2.[期刊]
摘要: 随着现代化技术以及信息化手段的飞速发展,社会已经全面进入到了新时代,这也使得核电产业得到了社会各界的重点关注.核电的发展不仅能更好地保证能源供应的安全,维护周...
3.[期刊]
摘要: 在±660 kV换流站交流站系统调试及直流系统调试过程中采用常规方案时,变压器频繁地充电和断电,导致交流进线开关过流保护频繁动作,影响了调试的进行.通过谐波比...
4.[期刊]
摘要: 快速冷却功能是我国自主三代核电技术所采用的一项新设计特性.其作用是在事故工况下,由安注信号触发大气排放阀的开启并自动调节,从而对反应堆冷却剂系统实施快速冷却,...
5.[期刊]
摘要: "华龙一号"调试首堆试验是指针对该型机组采用了新概念设计和具有新设计特性的构筑物、系统和部件("新"物项)而开展的全新的、唯一的、独特的或特殊的调试试验.基于...
6.[期刊]
摘要: 基于核仪表系统的设备组成,对设备的安装与布置进行了详细论述,结合已运行核电厂的经验,对安装产生的影响进行了分析.在核电厂建造阶段,应确保核仪表系统各个组成设备...
7.[期刊]
摘要: 介绍了变力弹簧支吊架的用途及原理,根据标准支吊架的要求,计算并确定变力弹簧支吊架中弹簧的各个参数,并确定弹簧箱的尺寸,通过数值仿真进一步验证设计的变力弹簧支吊...
8.[期刊]
摘要: 随着火电调试行业业务范围不断扩大,所需精密仪器数量也在急速增长,为满足每台仪器在使用过程中最大限度发挥其自身价值,设计了以二维码识别技术为中心的仪器管理系统,...
9.[期刊]
摘要: 在核电厂建设过程中,安全壳内存在大量焊接作业,其产生的粉尘不仅污染工作场所,损害职业健康,也会影响作业视线,增加事故发生的概率.本文以国内某大型先进压水堆核电...
10.[期刊]
摘要: 该文针对核电厂中压电气贯穿件用绝缘套管,在深入研究功能需求的基础上,充分考虑到核环境条件对材料使用的特殊要求,重点进行了绝缘套管的概念设计和详细设计,并采用有...
11.[期刊]
摘要: 本文针对某核电机组在一回路冷态水压试验升温过程中,非能动堆芯冷却系统安注管道发生异响事件进行了深入的研究分析,利用伯努利方程和达西公式对模型进行流体计算,结合...
12.[期刊]
摘要: 针对核电厂某容器的底板焊缝泄漏失效类型和特点,叙述了容器底板焊缝及母材实施着色渗透检测工艺的特点、检测过程注意事项及缺陷类型与分析,确定了适合容器底板焊缝检查...
13.[期刊]
摘要: X研究堆堆小室的升级改造工作,技术难度较大,风险较高,同时对管理者、施工者提出了更高的要求.本文结合该核设施的升级改造工程,介绍了堆小室相关设备的布置,分析了...
14.[期刊]
摘要: 随着核电机组数的增加及运行时间的积累,小径管及其连接失效已成为影响机组安全性和经济性的重要因素.结合电厂实践数据和经验,总结在役核电机组小径管振动测量与快速评...
15.[期刊]
摘要: CNP650机组使用单体式螺栓拉伸机,为压力容器法兰密封面提供预紧载荷.螺栓拉伸作为机组大修的关键路径操作,需要保证整个过程安全高效.结合电站以往大修期间发生...
16.[期刊]
摘要: 在非能动核电厂的首次启动中,需要执行一次预运行试验项目,以验证核电厂系统运行与设计相一致,非能动安全系统(PXS)预运行试验需要验证已安装的部件和相关的管道、...
17.[期刊]
摘要: 焊接过程中大型薄壁曲面零件的变形控制是影响其质量的关键.文章以真空室的组对焊接为对象,基于有限元热-结构耦合方法,研究焊接变形和真空室曲率大小之间的关系,探究...
18.[期刊]
摘要: 电厂计算机系统(KIT)是秦二厂3、4#机组的数据采集系统,该系统通过对就地仪表运行参数的采集并将采集到的实时数据提供给主控人员,主控人员依据就地的实时数据对...
19.[期刊]
上汽1000MW超超临界机组润滑油系统调试技术要点及常见问题分析
摘要: 汽轮机润滑油系统直接影响到汽轮发电机组轴瓦的工作性能.通过与传统润滑油系统多方面对比分析,得出上汽1000 MW超超临界机组润滑油系统具有结构紧凑、 运行可靠...
20.[期刊]
摘要: 目的:用医学计量的方法,研究DR电离辐射和图像质量的联系;材料与方法:根据国家检定规程JJG 1078-2012《医用数字摄影(CR、DR)系统X射线辐射源》...
1.[会议]
摘要: 对于反应堆这种特殊工程项目,在安装、调试期间,需要收集范围和内容尽可能广泛的影像资料,从收集工作流程、收集内容、收集方法、编辑方法等方面进行详细叙述,旨在科学...
2.[会议]
摘要: 本文介绍以CNP600型核电机组反应堆压力容器接管与安全端异种金属焊缝为例,介绍了反应堆压力容器接管与安全端焊缝的结构、材料及焊接的一些影响因素,结合制造厂的...
3.[会议]
摘要: 本文以CNP600型核电机组反应堆压力容器接管与安全端异种金属焊缝为例,介绍了反应堆压力容器接管与安全端焊缝的结构、材料及焊接的一些影响因素,结合制造厂的实际...
4.[会议]
摘要: 本文通过在SEM下开展原位观测实验,研究了核电异材焊接接头的焊缝、316L/焊缝、焊缝/A508界面区域的疲劳裂纹扩展行为,分析了析出相、晶体取向、不同材料界...
5.[会议]
摘要: 核反应堆都配有规模庞大、结构复杂的仪控系统,而在其调试期间往往会遇到在不具备外部条件的情况要完成仪控系统的本体调试,这给调试工作带来了极大的困难.本文以某试验...
6.[会议]
摘要: 本文以某核级设备关键组件的装配工艺为研究对象,将虚拟装配技术应用于核级设备的制造,在装配工艺设计过程中,利用计算机虚拟现实技术构建相对真实的物理装配环境,在D...
7.[会议]
摘要: 钢制安全壳(以下简称CV)顶封头是CV模块顶部组件,安装在CV简体之上,其重量大、壁厚薄、体积大、易变形,吊装过程中须保证CV顶封头上16个主吊耳的受力均衡,...
8.[会议]
摘要: 目前国内对于大型立式设备运输至施工现场,均采用横卧的方式到货.AP1000核电反应堆压力容器顶盖属于立式设备的一种且具有外形尺寸大、单钩起重量大、吊耳设计特殊...
9.[会议]
摘要: EPR机组役前检查大纲提出对VVP管线安全壳贯穿件罩端部连接焊缝超声检测的要求.该焊缝位置的特殊性导致无法采用常规手动超声达到焊缝位置进行检测.因而采用自动超...
10.[会议]
摘要: 本文主要论述核电蒸汽发生器内部水室堆焊层视频检查中,开发出六自由度机械臂的多功能应用.核电蒸汽发生器内部水室堆焊层视频检查需要对内部视频扫查坐标进行实时定位,...
11.[会议]
摘要: 堆内构件导向筒组件半方管采用真空电子束方式焊接,设计要求对其熔深进行测量.其测量的主要难点在于折边端与焊缝距离近,无法采用常规横波斜探头进行检测;同时,由于折...
12.[会议]
摘要: 核电主管道采用离心铸造奥氏体不锈钢制造和焊接,其焊接质量直接关系到核反应堆的安全.由于目前核电主管道常采用窄间隙焊接技术,易产生侧壁未熔合,传统检测方法难以检...
13.[会议]
摘要: 概述窄间隙热丝TIG焊在CPR1000压力容器避、出口接管与接管安全端焊缝上的具体应用.针对CPR1000反应堆压力容器进、出口接管与接管安全端焊缝射线检测不...
14.[会议]
摘要: 以压水堆控制棒导向筒(Control Rod Guide Tube,简称CRGT)导向鞘部件激光对接焊为研究对象,针对激光焊热源、导向鞘激光焊焊缝收缩量和激光...
15.[会议]
摘要: 双金属格架是压水堆核燃料的重要组成零件,属于核反应堆芯产品,其产品质量对核电安全具有重要的意义.电子束焊接是双金属格架制造的关键工艺,多年来通过生产摸索出很多...
16.[会议]
CPR1000反应堆压力容器安全端焊接缺陷原因分析与质量优化
摘要: 概述了窄间隙热丝TIG焊的优点,从CPR1000反应堆压力容器进出口接管与接管安全端窄间隙热丝TIG焊角度,针对安全端焊缝射线检测不合格问题,主要从人、机、料...
17.[会议]
摘要: 简介AP1000堆型主管道冷段制造过程中壁厚超差形成的原因,通过对设计与制造过程进行梳理找出促成原因及错过的屏障,对事件影响范围进行分析,对后续防止事件再次发...
18.[会议]
摘要: 简介主管道激光测量及建模技术,由于AP1000堆型的特殊性,主管道没有调节段,确定主管道切割线位置为重要,一旦切割线计算错误将导致主管道报废.采用激光测量及三...
19.[会议]
摘要: 简介AP1000堆型主管道特点,AP1000依托项目山东核电厂冷却剂主管道镗孔处壁厚存在超差的情况,文中以1号核岛主管道B环冷段作为样本分析,通过对主管道的镗...
20.[会议]
摘要: 本文利用康普顿散射光子能量的不同对剂量仪器进行刻度,分析了其可行性,并用蒙特卡罗方法对康普顿散射靶物质的材料、结构尺寸和探测距离等条件进行了模拟,其结果与理论...
1.[学位]
摘要: 某研究堆工程是我国核科学领域可持续发展的重点工程之一,是我国参考外国同类型工程自主设计的研究型反应堆。由于研究型反应堆不同于成熟的商业核电站反应堆,从制造到安...
2.[学位]
摘要: 反应堆压力容器(RPV)通常采用锻造的方式成型,但随着反应堆朝着小型化方向的发展,焊接成为了反应堆制造的重要手段之一。焊接过程中不可避免的残余应力和残余变形容...
3.[学位]
摘要: 反应堆压力容器(RPV)通常采用锻造的方式成型,但随着反应堆朝着小型化方向的发展,焊接成为了反应堆制造的重要手段之一。焊接过程中不可避免的残余应力和残余变形容...
4.[学位]
摘要: 核电站反应堆设备大量采用低合金钢与奥氏体不锈钢通过不锈钢堆焊层焊接的异种钢接头,接头主要使用在连接反应堆压力容器与不锈钢管道处,在高温环境下使用(200-30...
5.[学位]
摘要: 应用于核能装备的奥氏体不锈钢部件经过TIG焊接后,在生产和维修过程中容易产生裂纹,严重影响相应装备的正常运行和使用寿命。研究表明裂纹的产生和生产焊接过程中的冷...
6.[学位]
摘要: 由于核电容器组件在核电站中具有特殊的使用性能,不仅要求其母材具有很高的疲劳强度、耐高温和耐腐蚀性,而且要求核电容器组件的组合焊接的环形焊缝的机械性能高于母材的...
7.[学位]
摘要: 仪控系统被称作核电站的“神经中枢”,在很大程度上决定了核电机组能否安全、可靠和经济地运行。现阶段数字化仪控系统在核电站的应用越来越广泛,安全级仪控系统也在逐步...
8.[学位]
摘要: 国际热核聚变实验堆(ITER)被誉为地球上的“人造太阳”,将从根本上解决困扰人类的能源问题。热锚作为ITER重力磁支撑系统关键部件之一,起着维持整个支撑系统温...
9.[学位]
摘要: 本文对核电高压容器壳体焊缝高速强力砂轮磨削技术进行了研究。结果表明: ①砂轮磨料粒度越粗,平均材料去除率越大。磨削深度是高速强力磨削高材料切除率的本质决...