核电站在役检查

为了确保核电站有高度的安全性和可靠性,在核电站的使用寿期内,需要对反应堆主要设备和系统作严格的在役检查。本文评述和分析了几种典型的在役检查方法和装置的发展,及其对核电站设计所提出的要求。     

核电站设备的在役检查

本文简要地介绍了核电站设备在役检查的主要内容,讨论了 ASME 规范第 Ⅺ 卷的缺陷评定和特点,最后对当前在役检查的发展趋势作了阐述。     

核工业核电在役检查中心的计量认证

根据国家计量法和计量法实施细则的要求,在役检查中心的检定、测试能力和可靠性必须经国家技术监督局考核合格,并取得合格证书,才能从事检测工作。计量认证主要对检查中心的组织机构、仪器设备、检测工作、人员条件、工作环境和工作制度等6个方面进行全面考核。本文介绍了中心开展计量认证进行全面考核的情况。     

关于核电站在役检查标准的探讨

基于我国核工业的发展和核电站的建设，指出了编制在役检查标准的重要性和可行性，从分析核电站在役检查的特点探讨了标准的基本内容。     

核电厂在役检查无损检查资质在我国的实践和探索

本文介绍了核电厂在役检查无损检查资质要求在我国核电厂的实践以及遇到的一些问题,并提出探索性的建议.     

水冷反应堆燃料元件的在役检测和处理

水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。     

水冷反应堆燃料元件的在役检测和处理

水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。     

浅谈核电站在役检查质量保证过程控制

介绍了核电站在役检查中的质量保证过程控制,并结合公司的质量保证运行情况综合论述了核电站在役检查中质量保证的作用和意义.     

核电厂在役检查探讨

在役检查是指核电厂承压边界重要核安全相关部件的定期检查,是核电厂整个寿期内的重要活动之一。本文从核电厂营运单位的角度论述了核电厂在役检查的组织体系、文件体系、不同阶段的重点工作和在役检查人员配置等。