反应堆工程

  • 熔盐堆中结构材料的腐蚀研究

    侯娟;俞国军;孙华;艾华;陈燕军;刘华剑;

    本文针对第四代先进核能系统熔盐堆用结构材料的腐蚀问题背景,从材料的发展,氟盐腐蚀的特点、驱动力和控制机制等几方面综述了合金结构材料在高温氟化物熔盐中的腐蚀研究进展。镍基合金在氟盐中的主要腐蚀机制是合金中的活性元素Cr的选择性溶解。根据驱动力,可以将腐蚀分为四种类型:本征腐蚀,杂质腐蚀,温差腐蚀和异质材料腐蚀。结合钍基熔盐核能系统的运行环境和特点,对钍基熔盐核能系统特有的七大腐蚀问题进行了论述,介绍了我国在熔盐堆结构材料腐蚀研究领域取得的进展。

    2018年02期 v.38;No.150 171-185页 [查看摘要][在线阅读][下载 1738K]
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  • 热停堆期间实施VVP预暖管操作的热工安全分析

    邱艳菲;郗海英;叶水祥;

    目前主蒸汽系统(VVP)暖管操作安排在零功率物理实验结束后,该操作处于大修关键路径上,某压水堆核电厂考虑在热停堆时进行暖管,这样可以缩短该操作占用大修关键路径的时间,对优化大修工期具有较大的意义。由于并没有相关的实践经验,本文对该核电厂机组热停堆期间进行VVP暖管的可行性进行了工程判断和热工水力计算分析,表明只要采取措施合理控制APG排污量、给水流量、GCTa整定值和VVP主隔离旁路调节阀的开度等是可以满足暖管实施条件要求的,给出了具体的操作建议。同时指出此时暖管是否成功和效率对一二回路参数较为敏感,为了确保控制方式合理,降低风险,了解物理现象,建议实施前根据具体的参数进行热工水力分析。

    2018年02期 v.38;No.150 186-193页 [查看摘要][在线阅读][下载 832K]
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  • 泡核沸腾两相CFD模拟的参数敏感性分析与模型验证

    彭伟頔;郑乐乐;卢川;熊进标;李松蔚;程旭;

    预测偏离泡核沸腾(DNB)型的临界热流密度(CHF)是压水堆热工水力分析的重要内容。基于计算流体力学(CFD)方法预测CHF需要准确预测空泡份额在截面上(尤其是壁面附近)的分布。本文使用商用CFD程序STAR-CCM+对泡核沸腾状态下DEBORA竖直上升流均匀加热圆管实验进行模拟。经过敏感性分析,找出对空泡份额、气体速度、液体温度和气泡直径四个物理量的径向分布以及轴向壁面温度分布有显著影响的模型参数。基于一组实验数据,通过调整关键模型参数重新标定了相间作用模型,并将标定过的计算模型应用到其他工况验证其适用性,得到了较好的结果。本研究为后续将两相CFD计算应用于DNB型CHF的预测打下了基础。

    2018年02期 v.38;No.150 194-203页 [查看摘要][在线阅读][下载 1131K]
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  • AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍

    赵旭;晏桂珍;丁海明;

    本文对AP1000钢制安全壳结构完整性试验方法与流程进行介绍,总结了试验的难点与重点,通过对试验数据结果进行分析,说明根据本文中的安全壳结构整体性试验方法能够模拟设计基准事故工况下的安全壳状态,此方法具备分析安全壳在极限状态的强度数据的能力。

    2018年02期 v.38;No.150 204-210页 [查看摘要][在线阅读][下载 1712K]
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核聚变

  • 基于风险指引技术的聚变堆可靠性指标分配方法

    袁润;王大桂;王海霞;王家群;孙明;陈志斌;吴洁;

    聚变堆的安全性是聚变堆可靠性分析必须考虑的重要因素,可靠性指标是可靠性分析的基础和前提。传统可靠性指标的分配过程没有与部件的安全性挂钩,一方面会造成某些安全重要部件的可靠性指标分配的较低,产生安全隐患;另一方面会造成某些无关安全部件的可靠性指标分配的较高,浪费资源,从而对聚变堆可用性产生不利影响。本文根据聚变反应堆的特点,提出了一种基于风险指引技术的分配方法,从聚变堆危害剂量与允许频率出发,将聚变堆总体的可靠性指标分配到各个系统,再分配到系统中的部件。该方法可为聚变堆可靠性指标体系的建立提供技术支持,并可为安全设计要求与监管要求的确立提供理论依据。

    2018年02期 v.38;No.150 211-216页 [查看摘要][在线阅读][下载 666K]
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  • GDT聚变中子源驱动的嬗变系统的初步物理设计与包层中子学分析

    曾秋孙;邹小亮;廉超;陈德鸿;王明煌;陈志斌;柏云清;吴宜灿;

    随着核裂变能的不断发展,在提供清洁能源的同时也带来了核废料处理的问题,特别是长寿命的高放射性核素安全处置变得越发重要,通过核嬗变处理核废料是一种公认的行之有效的方法。基于Gas Dynamic Trap(GDT)磁镜装置的聚变中子源具有物理与工程技术难度小、中子通量高、结构紧凑成本低的优点,非常适合作为嬗变系统的聚变驱动器。本文初步设计一套GDT聚变中子源驱动的次锕系核素嬗变系统,其中,GDT聚变中子源作为嬗变系统的驱动器,能够提供两个长度达4 m、总中子产额达5.23×10~(18) n/s的高中子通量区;次临界包层设计采用现有成熟的裂变反应堆技术。本文采用自主研发的中子输运设计与安全评价软件系统Super MC及混合评价核数据库HENDL进行了中子学计算及性能分析,初步分析结果表明该嬗变系统能够实现年处理95.1 kg的次锕系核素,嬗变支持比达到4.8,同时产生450 MW的电能,该嬗变系统具有较优的应用前景。

    2018年02期 v.38;No.150 217-224页 [查看摘要][在线阅读][下载 1428K]
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  • 1.61 dpa/300℃中子辐照后CLAM钢的硬化和脆化行为

    黄学龙;信敬平;毛小东;孙寿华;

    较低温度(<350℃)下,反应堆结构材料的中子辐照硬化与脆化行为一直是其核工程应用中关注的热点问题之一。低活化铁素体/马氏体钢(RAFM)是国际热核聚变堆实验包层模块(ITER-TBM)首选结构材料,其在寿期内受到的中子辐照累积剂量不超过3 dpa,服役温度300~500℃。为推进具有我国自主知识产权的中国低活化钢-CLAM钢在ITER中国实验包层模块(ITER-CN-TBM)中的应用,本文通过开展1.61 dpa/300℃中子辐照前后CLAM钢拉伸性能和冲击性能测试以及与国际同类低活化钢相近辐照条件下的性能数据进行对比分析,研究了中子辐照后CLAM钢的硬化和脆化行为。结果表明,CLAM钢辐照后在室温测试时的抗拉强度和屈服强度分别为692 MPa和596 MPa,相比辐照前分别增加了29 MPa和56 MPa,表现出一定程度的辐照硬化。辐照后的韧脆转变温度DBTT相比辐照前增加了56℃,出现辐照脆化现象。与国际同类低活化钢在相近辐照条件下的测试结果对比分析,表明CLAM钢具有相对优异的抗中子辐照能力。

    2018年02期 v.38;No.150 225-231页 [查看摘要][在线阅读][下载 3618K]
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  • SSG-30安全分级方法介绍及其在CNHCCB TBS中的初步应用

    孙明;王大桂;王海霞;袁润;陈志斌;吴洁;

    核能系统物项安全分级是划分其抗震等级、设计规范等级以及质保等级的重要基础。国际原子能机构(IAEA)于2014年发布了《Safety Classification for Systems,Structures and Components of Nuclear Power Plant》(No.SSG-30)。相比传统定性的安全分级方法(IAEA在1979年发布的No.50-SG-D1),SSG-30方法根据物项类型和失效后果等标准进行量化分级。本文根据SSG-30的分级导则,研究其在中国氦冷固态增殖实验包层模块系统(China Helium Coolant Ceramic Breeder Test Blanket Module System,CN HCCB TBS)物项安全分级中的初步应用,可为后续聚变能系统物项安全分级奠定基础。

    2018年02期 v.38;No.150 232-238页 [查看摘要][在线阅读][下载 682K]
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核安全

  • 核电厂风险指引型允许后撤时间(AOT)优化研究

    杜东晓;何建东;仇永萍;张琴芳;

    核电厂风险指引型允许后撤时间(AOT)优化可以在确保安全的前提下,实现在线维修,提高安全系统维修工作的灵活性和维修质量。本文对核电厂风险指引型AOT优化方法开展研究,包括AOT优化对象的确定、传统工程分析、概率安全评价(PSA)和性能监督,针对AOT优化PSA分析过程中的关键技术进行了深入的分析,包括AOT优化对电厂安全的影响,PSA模型的修改及风险影响评估等方面。本文将该方法应用于某电厂低压安注系统的AOT优化,评价结果表明低压安注系统两列不可用时,后撤时间从31小时延长到7天是可以接受的。

    2018年02期 v.38;No.150 239-245页 [查看摘要][在线阅读][下载 677K]
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  • 压水堆核电厂地震概率安全评价开发方法研究

    王照;张晓明;王晗丁;冯丙辰;

    福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震风险的重新审视。我国是地震多发国家,同时在可以预期的未来多年内是世界上最大的核电建造国,因此应重视核电厂的地震风险。现有核电厂的抗震设计主要是基于确定论设计,难以全面评估核电厂地震风险的大小。核电厂地震概率安全评价是利用概率论方法评估核电厂地震风险的有效方法,对核电厂抗震薄弱环节识别和抗震安全改进具有重要意义。文章全面介绍了压水堆核电厂地震概率安全评价方法的开发流程和技术要素,指出了应在核电厂地震概率安全评价中考虑的重要因素和处理方法,为国内核电厂地震概率安全评价工作提供参考。文章建议尽快完善我国核电厂地震概率安全标准体系建设,指导国内核电厂广泛开展地震概率安全评价工作。

    2018年02期 v.38;No.150 246-255页 [查看摘要][在线阅读][下载 843K]
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  • 船用堆断电事故仿真及源项滞留分析

    晏峰;陈力生;张帆;

    以某船用压水堆为研究对象,借助MELCOR程序建立事故分析模型,对全船断电事故进程进行仿真;对事故源项进行计算。结果表明:若应急电源无法投入,将导致堆芯熔化、支撑结构失效、舱底熔穿;大部分放射性物质排出舷外,稳压器及波动管滞留量次之,回路滞留量最少;各放射性核素在系统中滞留量也不相同,惰性气体滞留比例最小,仅为0.338 2%;卤素滞留量也相对较小,为3.848%;其余核素滞留比例都较高。本文研究结果可为进一步事故缓解研究及船外应急研究提供依据。

    2018年02期 v.38;No.150 256-262页 [查看摘要][在线阅读][下载 817K]
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  • 对SGTR事故基于征兆的处理策略分析

    易珂;高超;苏收;

    电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严重影响。本文基于SGTR事故征兆及后果等分析,确定适用于国内某百万千瓦级核电厂的基于征兆的SGTR事故处理策略,并通过最佳估算模型计算,分析评估基于征兆的SGTR事故处理策略的效果并最终确定该事故处理策略。

    2018年02期 v.38;No.150 263-267页 [查看摘要][在线阅读][下载 723K]
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  • 基于GASFLOW的AP1000核电厂氢气风险分析

    李精精;王辉;陈巧艳;

    采用流体动力学软件GASFLOW对AP1000核电厂进行建模,在建模过程中,采用的直角坐标系的设置可以增加系统模型的准确性。采用MAAP计算的DVI(直接注入管线)双端断裂事故源项作为输入,研究不同隔间内氢气风险。结果显示:氢气在安全壳内形成分层现象,且壁面附近氢气浓度较高;除了破口隔间在不足60 s的时间内出现FA(Flame Acceleration)准则数大于1的情况外,其他隔间或其他时间段内均没有出现FA准则数大于1的情况。所有隔间内的DDT(Deflagration to Detonation Transition)准则数均小于1,可以认为所研究的事故工况下,均不存在燃爆风险。全局可燃气体云团的体积大约占了安全壳自由容积的1/30,安全壳内不可能发生全局快燃风险。

    2018年02期 v.38;No.150 268-272页 [查看摘要][在线阅读][下载 1199K]
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核电厂

  • 某核电厂低压安注泵小流量管线振动原因研究

    席志德;秦强;马建中;张士朋;

    由于小支管振动超标的敏感管问题是困扰所有核电站的难题。国内外投入了大量的人力和物力来解决敏感管问题。分析判断振动原因是解决敏感管问题的首要因素。本文用综合的技术手段对某核电厂安注系统低压安注泵小流量管线中的敏感管振动原因进行了分析研究。通过在管线上布置加速度计进行现场振动实测获得了管线的振动分布,通过振动加速度的时程的RMS值分布获得了节流孔板后方是振动最大的位置,通过对节流孔板后方的加速度进行频谱分析初步判断为节流孔板过分节流导致通过孔板的流体汽化而出现了汽蚀现象。通过对节流孔板的理论分析获得了节流孔板前后的压差并与阻塞压差进行比较进一步验证了节流孔板的过分节流现象。最后用CFD进行了三维流场分析获得了整个管线的详细流场分布,并得到了经过节流孔板后出现了流场中低于流体饱和蒸汽压的区域,该区域是流体汽化区。通过综合的手段最后确定导致该小流量管线振动高的主要原因是节流孔板的汽蚀。本文所用的方法对其他具有类似的振动现象的振动原因分析具有借鉴的意义。

    2018年02期 v.38;No.150 273-277页 [查看摘要][在线阅读][下载 911K]
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  • 核电厂氢气点火器研制

    傅晟伟;王宏庆;马韦刚;王春;邱添;李志明;

    核电厂氢气点火器是用于第三代核电站安全壳氢气控制系统的消氢专用设备之一,目的是及时消除严重事故后安全壳内产生的氢气,避免氢气聚集而产生爆炸。根据第三代核电站氢气点火器的技术指标及使用要求,研发制造了一种螺旋线圈型的氢气点火器样机,并对其表面温度、升温速度、功率、启停次数及持续工作时间等性能进行了试验。结果表明:研制的氢气点火器3分钟内表面温度达到930℃以上,功率小于145 W,启停次数大于等于360次,持续工作时间大于等于72小时,不仅满足研发技术指标要求和使用要求,并通过技术性能方面的创新实现了技术参数上的提升。

    2018年02期 v.38;No.150 278-282页 [查看摘要][在线阅读][下载 740K]
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  • 核电厂安全壳喷淋系统隔离阀上阀座开裂原因分析

    车银辉;关建军;吕群贤;陈强;祖帅;

    本文应用残余应力测试、化学分析、金相观察、硬度检测及断口分析,结合有限元应力分布分析等方法,对核电厂安全壳喷淋系统隔离阀上阀座开裂进行了原因分析。实验室分析结果表明,阀座环向残余应力数值较低,裂纹源未发现腐蚀现象,基体组织与硬度测试均未见异常。化学成分测试表明,材料成分满足标准要求。有限元计算结果表明,阀座受到了异常的过载应力。综合分析表明,上阀座开裂的原因主要是由于受力过载,并且针对根本原因制定了对应的改进措施。

    2018年02期 v.38;No.150 283-288页 [查看摘要][在线阅读][下载 7365K]
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核燃料

  • 模拟含Pu放射性废物的硼硅酸盐玻璃固化体制备及其耐水性测试

    谢华;李江博;王烈林;徐喆;冯志强;

    针对含Pu这类特殊废物,本实验以镧系元素Ce模拟放射性核素Pu,通过设计新的硼硅酸盐玻璃配方,制备了系列包含不同CeO_2的玻璃样品。工艺特性实验结果表明:当CeO_2含量为4%~7%时,玻璃液流动性好,高温黏度低,成型玻璃表面及内部无气泡和析出相,样品质量好。同时,玻璃具有较高的Tg值(>670℃)预示着其热稳定性好。SEM(EDS)检测数据说明:Ce的X射线特征亮斑随理论Ce含量的增加而逐渐增多,且在玻璃基体上分布均匀,无明显团聚、偏析现象;CeO_2在制备过程中存在一定程度的损失,但与Gd_2O_3、SiO_2的质量百分比仍接近理论设计值,确保了玻璃的固有性能不会产生较大改变。耐水性实验结果表明:当CeO_2含量≤6 wt%时,样品的碱析出量达到国家标准(Ⅰ级),且随CeO_2含量的增加而减少,样品耐水性好;当CeO_2含量为7 wt%时,样品碱析出量不再满足国标要求(>Ⅰ级)。因此,从工艺和性能角度考虑,本实验设计的玻璃组分对CeO_2的最大包容量可达到6%,且样品的综合性能满足固化要求。

    2018年02期 v.38;No.150 289-296页 [查看摘要][在线阅读][下载 1494K]
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  • 核燃料产品全生命周期数据管理系统的实现

    刘家正;李继威;朱丽兵;

    上海核工程研究设计院在西门子Teamcenter(TC)系统上开发出核燃料产品全生命周期数据管理系统(SNPLM)。SNPLM涵盖了核燃料产品的材料研发、结构设计、试验验证、制造、辐照历史和后处理共6个数据范畴,采用客户端和服务器构架(CS),使数据库层、应用层和用户层3层隔离,提高了数据存储效率,保障了数据的安全。SNPLM具有加强的数据模型、检索系统、需求跟踪系统和设计分析接口系统,为核燃料产品的研发提供了平台。

    2018年02期 v.38;No.150 297-302页 [查看摘要][在线阅读][下载 681K]
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  • 乏燃料运输容器内破损组件检测方法

    任荷;瓮松峰;董岱林;罗英;

    在乏燃料贮存和运输阶段,卸出时完好的燃料组件存在破损可能,若出现破损,裂变产物就有可能向环境释放,因此乏燃料运输容器解除密封前,需要进行运输容器内破损组件检测工作。本文提出一种破损检测方法,系统介绍了检测工艺方案、破损标志核素的确定及破损检测的可行性分析,并给出破损检测装置的详细设计。该设备已经研制成功并应用于大亚湾核电站乏燃料组件厂内转运,在国内首次检测到乏燃料运输后破损,结果表明,此检测方法可显著提高破损检测的可信度和效率,具有较高的工程应用价值。

    2018年02期 v.38;No.150 303-306页 [查看摘要][在线阅读][下载 700K]
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  • 新型硼不锈钢乏燃料贮存格架结构设计与研制

    刘慧芳;

    本文基于在用的镉乏燃料贮存格架制造检验工艺复杂以及国内外对中子吸收材料降级问题的关注背景,结合国内自主研发的三代堆型"华龙一号"对乏燃料安全贮存技术的要求,开发了一种新型的硼不锈钢乏燃料贮存格架结构,通过结构设计解决了中子吸收材料硼不锈钢无焊接固定问题。格架结构简单、可靠,制造工艺简化。通过贮存套管样件及整机样机的制造,验证了结构工艺的可实施性。根据样机制造过程的经验反馈,对影响格架耐蚀性的焊接背面保护问题以及影响格架成型精度的套管精度问题进行了分析和结构设计优化,确保了后续工程产品的质量。该设备预计于2018年完成工程验收,在华龙一号全球首堆示范工程福清5号机组投入工程应用。

    2018年02期 v.38;No.150 307-312页 [查看摘要][在线阅读][下载 2621K]
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  • CPR1000机组LOCA事故后燃料棒结垢的风险与分析

    齐宇博;李剑波;张伟;艾华宁;

    本文分析CPR1000机组在发生大破口失水事故(LOCA)后,燃料棒结垢的风险。在极端条件下,针对AFA-3G燃料棒不同结垢厚度和导热系数,利用ANSYS有限元稳态热分析模块,分析结垢对燃料棒导热的影响。计算结果表明:在保守的热边界条件下,燃料棒包壳表面最大温度为305.02℃,低于426.7℃。说明燃料棒处于最苛刻的结垢状况,同时热边界条件处于再循环阶段极限工况,CPR1000机组燃料棒导热情况依然是可接受的。

    2018年02期 v.38;No.150 313-317页 [查看摘要][在线阅读][下载 731K]
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核技术

  • 核电阀杆材料17-4PH不锈钢服役不同时间的组织性能分析

    王瀚霄;白冰;张长义;佟振峰;杨文;

    本文针对核电站用阀杆材料17-4PH不锈钢,研究其长时间在300℃左右的环境下服役的组织和性能。材料取自国内某压水堆核电站的VVP(Vital Vapor Plant)主蒸汽系统,VVP1-3分别为服役11年、14年和19年的主蒸汽隔离阀。通过冲击性能测试、金相和断口形貌等分析方法研究了17-4PH材料的组织性能变化。结果表明,不同服役年限的VVP阀杆材料出现不同程度的脆化现象,0℃冲击吸收能分别下降118 J、132 J和156 J。发生热老化脆化后的不锈钢试样中观察到了马氏体长大和大尺寸铁素体存在的现象。对实验获得及文献调研到的数据进行拟合,得到了热老化冲击性能变化曲线。

    2018年02期 v.38;No.150 318-325页 [查看摘要][在线阅读][下载 4868K]
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  • 适用于核电厂数字化仪控系统的RAMS管理体系方案设计

    江国进;李富;莫昌瑜;

    核电厂数字化仪控系统是核电厂的神经中枢,其RAMS特性直接关系到核电厂的整体安全性。作为大型复杂工程系统,核电厂数字化仪控系统的RAMS管理工作对其RAMS特性的提升非常重要。我国核电领域对于核电厂数字化仪控系统如何开展RAMS管理工作的研究目前处于起步阶段,尚无可指导具体工作的标准或指南。基于IEC 60300-1等RAMS管理标准给出的理论,借鉴航空航天、铁路在RAMS管理方面取得的成果,并结合广利核公司在核电厂数字化仪控系统自主化过程中的RAMS实践经验,提出了一套适用于核电厂数字化仪控系统全生命周期活动的RAMS管理体系方案,包括RAMS管理机构方案、RAMS管控方案和RAMS管理运行评估方案,实践结果表明,使得RAMS活动的标准化程度显著提高,工作成果质量得到保障,最有价值的缺陷识别率大幅提升,后期返工情况减少,降低了生命周期成本,具有良好的推广价值。

    2018年02期 v.38;No.150 326-335页 [查看摘要][在线阅读][下载 741K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>1)欢迎关注本刊网站,网址:http://nuclse.cbpt.cnki.net。2)请认真阅读相关说明,并按照要求进行投稿和查询。3)"论文模板"、"版权协议模板"、"论文审查证明模板"请在我刊首页下载。4)投稿同时,请先后上传2份文件:(1)投稿全文;(2)单位盖章的论文保密审查证明扫描件(pdf格式),并将原件邮寄给编辑部。

    2018年02期 v.38;No.150 338页 [查看摘要][在线阅读][下载 416K]
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