秦山三期重水堆乏燃料运输、贮存系统的调试

本文介绍了秦山三期重水堆乏燃料运输、贮存系统调试主要技术要求和调试程序。严格按调试程序进行调试，使系统安全投入运行，确保了1、2号机组提前发电。     

对我国轻重水堆核电站经济性的比较分析

在我国,选用什么动力堆型来发展核电站比较合适是一个重大的技术政策问题,现已基本解决。本文完成于1982年二季度。文中说明了作者在对我国轻重水堆的经济性进行比较分析时所使用的数据、比较标准、计算方法和结果。在分析的基础上作者认为我国选用压水堆比较合适。     

工艺管振动就状态的测试

针对某核反应堆工艺管断裂破坏的原因，进行了堆内动态应力振动形态测试。介绍了堆内应变计的粘贴和防护问题，测试结果表明，工艺管各截面应力随管位和流量的改变而变化。根据同一截面应力与位移的对比关系可推知，动态位移很大，运动轨迹为弓形加旋运动，致使工艺产生很大的动态变形。     

核蒸汽发生系统部件用的大型整体钢锻件的制造

700MW加压重水堆的压力容器用锻件,已经成功地研制出来了。这一锻件由7个主要件和接管段组成,总重量约为965t。其主要参数如下: 1)法兰:外径为8440mm,重量达238t(最大),要求钢锭重量为570t; 2)筒体和过渡段:外径约为8000mm,高度很大; 3)球形封头:直径为6800mm,厚度为4600mm,成型前毛坯锻件的直径为8000mm,厚度为550mm。锻件所用材料为20MnMoNi55(相当于SA508C1.3),尽管这一锻件是迄今为止所生产过的最大最重的锻件,但其制造过程及质量均令人满意。这是在生产技术上(如炼钢、锻造和热处理)取得了成功的新发展的结果。这些制造技术对大型厚壁钢锻件的质量至关重要。本文对上述大型整体锻件的制造及性能作了说明,并概述了二十多年来超大型锻件的制造工艺。     

密度计法测定重水浓度

用ＤＭＡ－６０密度计测定重水浓度，测量范围是０％－１００％（ｍｏｌ／ｍｏｌ）Ｄ２Ｏ，相对标准偏差＜０．０２％Ｄ２Ｏ，不需用标准样品绘制工作曲线，直接进样即可求出样品浓度。     

重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。     

山重水复疑无路 柳暗花明又一村——微利时代烟包印刷企业的生存之道

当前烟草行业政策及烟包印刷行业面临的困境 众所周知,近年来在烟包印刷丰厚利润的驱动下,大量印刷企业纷纷涉足烟包印刷行业,他们斥巨资扩建厂房、购买先进设备、招贤纳士、扩大生产。新设备、新技术的引进大大提高了产品质量,缩短了印刷周期,但同时盲目过度投资也造成了产能严重过剩,     

重水堆燃料元件裂变气体测量技术研究

根据重水堆燃料元件空腔体积小的特点,设计重水堆燃料元件裂变气体测量装置,开展裂变气体释放测量工艺、刺孔技术、裂变气体测量技术和裂变气体加压取样技术研究,确定工艺流程和参数,通过保压实验和准确度测量实验验证系统密封性和体积测量,建立了重水堆燃料元件裂变气体测量技术,实现重水堆燃料元件裂变气体测量。     

秦山三期CANDU核电厂燃料操作系统

核反应不停堆换 可避免要采用比较复杂和精致的技术,这种系统必须是可靠 掀料操作必须遥控进行。本文简要介绍了秦山三期ＣＡＮＤＵ核电厂燃料操作系统,以及不停堆换料,乏燃料运输等情况。     

重水堆核电站显示系统预防性维修浅析

主要通过对近年来重水堆机组电站显示系统的故障分析,参考设备运行环境和设备固有技术参数,针对故障多发设备(投影仪)进行预防性维修策略分析,并制定预防性维修方案,最终提高设备可靠性与可用率,为重水堆电站显示系统的预防性维修工作提供了指导思路和实践经验.