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2.
对AP1000压水堆核电站安全壳贯穿件的非径向管板焊接接头结构特点进行了介绍,并分析其超声检测工艺的重点和难点。通过建立统一的缺陷定位坐标系并结合被检构件的几何特点进行综合分析,推导得出了h值(缺陷回波最高点距套管外壁的距离)的计算方法。为超声检测对这类焊接接头缺陷的准确识别和定位提供了行之有效的方法,为解决这类焊接接头的超声检测技术受限区提供了行之有效的措施。 相似文献
3.
【英国《国际核工程》1988年6月号第52页报道】在日本最北部的主要海岛北海道西部,北海道电力公司正在建设泊(Tom-ari)核电厂(2×579MWe 压水堆)。该地气候条件恶劣,有强风。为了缩短建设周期,曾决定冬天不停工,对1号反应堆建筑物房顶继续施工。考虑到安全、进度和费用,认为继续施工的最 相似文献
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5.
《广西电力建设科技信息》2005,(4):60-62
《中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究》；《核电站三维设计的基本准则和应用实践》；《核电的生存与发展》；《第4代核能系统研究与发展计划》；《核电工程建设进度控制的关键路径分析》…… 相似文献
6.
秦山核电厂安全壳对主蒸汽管道破裂事故的响应 总被引：1，自引：1，他引：0
一、概述核电厂安全壳是防止事故后放射性物质大量释放到坏境的最后一道屏障,是保护公众免受超剂量放射性照射的关键设施。人们对安全壳的重要性虽已认识有年,但得到明显事实验证的却是近年发生的美国三哩岛事故和苏联切尔诺贝利灾害性核事故。由表1可知,安全壳的有无对公众的影响是截然不同的。 相似文献
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为了进一步认识核电站严重事故下安全壳内氢气-空气-蒸汽混合气体输运与冷凝的复杂耦合现象,本文研究了针对冷凝及组分输运的实验装置.利用Star-ccm+软件在宽氦气浓度、宽蒸汽浓度条件下,对单一传热管外蒸汽冷凝及气体输运过程进行数值模拟分析.结合相应的验证实验,提出了用于评估冷凝作用下混合气体氦气分层的经验判别式和理论判别式.模拟结果揭示了蒸汽冷凝作用下氦气-空气-蒸汽混合气体形成稳定的氦气分层,关联式判别结果与实验结果具有较好的一致性. 相似文献